1/4波長型超伝導空洞の内面電解研磨の実施報告,2

仁井 啓介*; 井田 義明*; 上田 英貴*; 山口 隆宣*; 株本 裕史; 神谷 潤一郎; 近藤 恭弘; 田村 潤; 原田 寛之; 松井 泰; et al.

Proceedings of 19th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.601 - 604, 2023/01

マルイ鍍金工業では、日本原子力研究開発機構(JAEA)と共同で東海タンデム加速器後段の超伝導ブースター用1/4波長型超伝導空洞(QWR)について再表面処理の検討を行っている。この空洞はニオブ-銅のクラッド板で製作されており、底部に大きな開口があるため、再度の電解研磨処理等が可能な構造になっている。再表面処理では、内面ニオブに電解研磨(EP)を施工して表面粗さを小さくし、高い加速電界(5MV/m以上)を発生できるようにすることを目標としている。2020年度には、マルイ鍍金工業がニオブ9セル空洞EPの経験で得た各種パラメータとJAEA所有の電極、治具等を組み合わせて、予備の空洞に対してEPを施工した。しかし、EP後のニオブ表面は光沢が増すものの表面粗さが良好な状態とはならず、加速電界もEP前よりは改善したが、目標値には達していなかった。2021年度には空洞のニオブ表面粗さと加速電界の改善を目指して、EPのパラメータ(電極面積,電圧,流量と揺動)を変えての実験を行い、設備,条件,表面粗さ等の評価を行った。また、今回はこれまでに観察してこなかった中心導体のドリフトチューブ部内面などについても広く観察を行ったので、そちらの結果も併せて報告する。

放射線防護に用いられる線量概念

平山 英夫*; 中島 宏; 佐波 俊哉*; 山口 恭弘; 佐藤 理*; 高木 俊治*; 鈴木 敏和*; 岩井 敏*

日本原子力学会誌ATOMO, 55(2), p.83 - 96, 2013/02

福島第一原子力発電所の事故以来、マイクロシーベルト,ミリシーベルトなどの放射線量の単位がテレビや新聞でよく報道されるようになってきた。しかし、シーベルト(Sv)で表わされる放射線量として、放射線健康リスクに関連のある防護量(実効線量など)と、測定値と関連のある実用量(周辺線量当量など)という2種類の異なった線量概念があることは、原子力分野の専門家の間でも、必ずしも正しく理解されてはいない。本特集は3編からなり、「線量概念の概要と防護量」及び「実用量と防護量」ではICRP/ICRUによって構築されてきた防護量,実用量などの放射線防護線量体系を解説し、「福島等で使用されている線量計と防護量の関係」では福島事故対応に関連した地表面,地中浸透のセシウム汚染に対応した場の線量計(サーベイメータなど)及び個人線量計の実測値から実効線量を求めるための換算方法とその課題について解説する。

医療関係者に向けたIAEA新放射線基本安全基準の概略

山口 恭弘

医療放射線防護Newsletter, (59), p.5 - 8, 2010/12

IAEAの電離放射線に対する防護と放射線源の安全のための国際基本安全基準(BSS)の改定が進められている。先に公開されたBSSドラフト4.0の内容の概要を解説する。また、IAEAの安全基準体系におけるBSSの位置付け,今回の改定のポイントを説明する。

J-PARCにおけるRFQの現状

長谷川 和男; 森下 卓俊; 近藤 恭弘; 小栗 英知; 小林 鉄也; 内藤 富士雄*; 吉岡 正和*; 松本 浩*; 川又 弘史*; 堀 洋一郎*; et al.

Proceedings of 6th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (CD-ROM), p.693 - 695, 2010/03

http://www.pasj.jp/web_publish/pasj6/papers/tpopa03.pdf

J-PARCリニアックでは、RFQ(全長3.1m,4vane型,運転周波数324MHz)を使用してイオン源からの負水素イオンビームを50keVから3MeVへ加速し、DTLへ入射している。リニアックは2006年11月にビーム試験を開始し、2007年9月には後段の加速器である3GeVシンクロトロンにビーム供給を開始するなど、順調に推移してきたが、2008年秋の運転からRFQでのトリップ回数が増加し、安定性が低下する事象が発生した。これを受けて、継続したコンディショニングによる状態の回復を試みると同時に、RF制御の改善,真空ポンプ増強,イオン源運転パラメータの変更などの改善に努め、ビーム運転を継続するまでに回復した。本発表では、こうしたJ-PARC-RFQの状況と改善点について報告する。

Development of the neutron calibration fields using accelerators at FRS and TIARA of JAEA

志風 義明; 谷村 嘉彦; 三枝 純; 堤 正博; 清水 滋; 吉澤 道夫; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.209 - 212, 2008/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2008.10875824

J-PARCのような大強度陽子加速器施設において質の高い放射線防護を行うためには、そこで使用される中性子モニターや線量計のエネルギー特性を評価する中性子校正場が必要である。加速器を用いた中性子校正場が、20MeV未満に対しては原子力機構・東海のFRSにて、20MeV以上に対しては原子力機構・高崎のTIARAにて開発されている。FRSでは、4MVのファンデグラーフ(ペレトロン)加速器によって発生させた陽子や重陽子ビームで単色中性子を発生させている。現在までに、8, 144, 250, 565keV, 5.0, 14.8MeVの場の開発が完了した。TIARAでは、45, 60, 75MeV中性子校正場の開発が計画されている。AVFサイクロトロンからの陽子ビームを用いたLi(p,n)Be反応により準単色中性子が生成されて、約3m厚のコリメータを通って照射室へ導かれる。現在、校正場の開発に必要な場の特性評価が進められている。

Calculation of energy distributions of charged particles produced by neutrons from 0.14 to 65 MeV in tissue substitutes

津田 修一; 中根 佳弘; 山口 恭弘

Radiation Protection Dosimetry, 126(1-4), p.174 - 177, 2007/08

https://doi.org/10.1093/rpd/ncm037

高エネルギー中性子に対する線量評価においては、中性子と人体構成元素との核反応から生じ、エネルギー付与を行う二次荷電粒子のエネルギースペクトル情報が重要である。これらの荷電粒子スペクトルの詳細解析を行うために、20MeV以下の中性子に対する核データと荷電粒子発生モデルを組み込んだモンテカルロ重イオン輸送計算コードPHITSが開発された。そこでPHITSによる計算値の信頼性を評価するために、0.14MeVから65MeVまでの単色及び準単色中性子照射によって得られる、人体組織代替材料内の荷電粒子スペクトル,カーマ及び吸収線量の測定データについて、計算結果との比較を行った。その結果、計算による解析結果は測定データをよく再現することを明らかにした。これより、PHITSは実験を行ったエネルギー範囲において、人体内でのエネルギー付与過程の詳細解析に応用できると考えられる。

Evaluation of the characteristics of the neutron reference field using DO-moderated Cf source

古渡 意彦; 藤井 克年; 高橋 聖; 吉澤 道夫; 清水 滋; 川崎 克也; 山口 恭弘

Radiation Protection Dosimetry, 126(1-4), p.138 - 144, 2007/08

https://doi.org/10.1093/rpd/ncm030

一般的に利用される中性子用の個人線量計は、線用の線量計と比較してエネルギー応答特性が悪い。そのため中性子線量計は、線量に関して適切な校正がなされないと、作業環境で使用した場合、真の線量に対して大きく異なる値を指示する場合がある。この差異を小さくするには、実際の作業環境場の中性子スペクトルに近い中性子校正場で中性子線量計を校正するのが有効である。放射線標準施設棟では種々の中性子線量計に対して実際の作業環境場に近い中性子スペクトルによって得られる校正定数を提供する目的で、Cf中性子線源を重水で満たされたステンレス球(30cm)の中心に配置して得られる中性子校正場(以下「重水減速場」という)を整備した。本研究では重水減速場の重要な特性(ステンレス球表面から校正点に直接到達する一次線の中性子フルエンス率,中性子エネルギースペクトル,線量換算係数,線量当量率、及び散乱成分の照射距離に対する変化)を計算シミュレーションと多減速材付中性子スペクトロメータによる実測により評価した。一連の計算シミュレーションと実験で、中性子フルエンス率とスペクトルを実測する際の室内散乱成分の補正手法の有効性について議論した。加えて個人線量計のための校正場として利用する場合の、最適な照射距離についての評価も行った。

放射線管理部年報; 2005年度

村上 博幸; 水下 誠一; 吉澤 道夫; 山本 英明; 山口 武憲; 山口 恭弘

JAEA-Review 2006-032, 181 Pages, 2006/11

JAEA-Review-2006-032.pdf:45.0MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所放射線管理部(2005年9月30日までは日本原子力研究所東海研究所保健物理部)における2005年度の活動をまとめたものであり、環境モニタリング,施設及び作業者の放射線管理,個人線量管理及び放射線管理用機器の維持管理に関する業務の概要と、関連する研究・技術開発の概要を記載している。放射線業務従事者等の個人被ばく管理においては、保安規定等に定められた線量限度を超える被ばくはなかった。また、各施設から放出された気体及び液体廃棄物の量又は濃度は保安規定等に定められた放出管理目標値又は放出管理基準値を下回っており、周辺監視区域外における実効線量も保安規定等に定められた線量限度未満であった。原子力科学研究所放射線管理部の研究・技術開発活動においては、放射線管理上の技術的改良等にかかわる技術開発の他、放射線標準施設棟(FRS)等における中性子校正場の確立に関する研究開発等を実施した。

OECD/NEA主催「放射線防護体系の進展に関する第3回アジア地域会議」について

山口 恭弘

放影協ニュース, (49), p.11 - 13, 2006/10

http://www.irm.or.jp/news49.pdf

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)主催の「放射線防護体系の進展に関する第3回アジア地域会議」が、本年7月に東京において開催された。この会議では、本年6月に公開されたICRPの新勧告案に関して議論を行い、コメントや意見を直接ICRP委員長に伝えた。本稿は、会議の概要及び議論のポイントについて述べる。

Development of rapid dose assessment program from activated sodium in human body for criticality accident

高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘; 小田 啓二*

保健物理, 41(3), p.180 - 187, 2006/09

https://doi.org/10.5453/jhps.41.180

臨界事故時に体内に生成される放射化ナトリウム(ナトリウム-24)量に基づき、迅速な線量評価を可能とする線量評価システムRADAPASを開発した。このシステムは、汎用のパーソナルコンピュータで動作する。仮想した幾つかの事故現場について、モンテカルロ計算で既に解析したエネルギースペクトル及びそれに対応した換算係数データをシステムに内蔵している。線量評価に必要な情報は、インターフェイス画面を用いて対話形式で入力する。被ばくにより受けた人体への吸収線量は、内蔵したデータ及びユーザーが与えた情報に基づき、ナトリウム-24の放射能測定値より迅速に換算評価される。また、過渡臨界実験装置(TRACY)における実験及び過去の臨界事故の重度被ばく者に対する線量評価により、RADAPASの適用性を検証した。その結果は、RADAPASが事故直後の線量評価の初期的な推定に十分適用であることを示した。