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東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2005-028, 232 Pages, 2005/08
JAERI-Review-2005-028.pdf:13.23MB
本報告書は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2004年度の保健物理部門の業務について、保健物理研究及び放射線管理業務の2部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2004-024, 209 Pages, 2004/11
JAERI-Review-2004-024.pdf:26.17MB
本報告書は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2003年度の保健物理部門の業務について、保健物理研究及び放射線管理業務の2部門に分けて概要を記述したものである。
山本 和喜; 熊田 博明; 中井 啓*; 遠藤 聖*; 山本 哲哉*; 松村 明*
Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10
放射線治療上、細胞密度分布を考慮した線量分布が要求されている。次世代ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)用線量評価システムの開発に向けて、照射領域を決定するための新しい方法を提案する。医療画像を用いては腫瘍細胞の拡散浸潤度を十分に評価することはできない。そのためBNCTの治療プロトコールを参考に、腫瘍を囲む照射領域はガドリニウムを用いた核磁気共鳴画像(MRI)のT1画像上に強調される領域から通常2cm余裕を見た任意の距離に拡張する領域として設定されている。この研究では、照射領域境界の細胞濃度を時間-空間球座標系の腫瘍細胞拡散モデルによって議論し、BNCT照射後に生存する腫瘍細胞密度分布を仮想脳ファントムのための2領域拡散モデルによって予測した。
吉澤 道夫; 遠藤 章
JAERI-Conf 2003-002, 166 Pages, 2003/03
JAERI-Conf-2003-002.pdf:9.79MB
本報文集は、2002年11月28-29日に日本原子力研究所東海研究所において開催された、第3回「最近の外部被ばく線量測定・評価に関するワークショップ」において報告された16件の講演の報文及び総合討論要旨を収録したものである。第3回目のワークショップは、「原研中性子標準校正施設の完成を契機に」を副題とし、原研が進めている加速器を用いた単色中性子校正場をはじめとした中性子線量計の校正技術,高エネルギー中性子に対する線量評価等、中性子に対する線量計測・評価に焦点をあて講演及び討論が行われた。本ワークショップにより、加速器中性子校正場及び高エネルギー中性子の線量評価に関する今後の研究開発課題を明確化するとともに、この分野の研究者間の情報交換によって研究の効率化を図ることができた。
柴田 大受; 菊地 孝行; 島川 聡司
Reactor Dosimetry in the 21st Century, p.211 - 218, 2003/00
国内初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月に熱出力30MW原子炉出口温度850
の定格出力運転を達成した。HTTRでは、高温ガス炉技術基盤の確立・高度化とともに、高温で広い照射空間を利用して照射試験を行うことを目的としている。HTTRの初めての照射設備として、I-I型材料照射試験用設備が開発された。これはステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものであり、照射温度は550と600
Cで
3の変動範囲、高速中性子照射量は1.2
10
n/m
,最大荷重は9.8kNを目標としている。照射下クリープ試験の実施に先立ち、HTTRの照射条件を確認するため、I-I型設備による初めての照射試験として炉内データ測定試験を予定している。炉内の中性子束・中性子照射量は照射設備内に装荷された自己出力型中性子検出器(SPND)と各種のフルエンスモニタにより、また、温度はK型熱電対と温度モニタにより測定することとしている。このドシメトリーはHTTRの炉内照射条件を初めて確認できるものであることから、照射試験のみならず今後の高温ガス炉技術にとって有用なデータが得られると期待される。本報は、このドシメトリー計画とそれによって得られるデータの評価手法についてまとめたものである。
柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*
JAERI-Tech 2002-097, 19 Pages, 2002/12
高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering Test Reactor)は、熱出力30MWの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉であり、高温ガス炉技術の基盤の確立と高度化に加えて、高温の照射環境を活かして高温工学に関する先端的基礎研究を行うことを目的としている。今後HTTRでは、安全性実証試験や高温試験運転の実施に加え、高温で広い照射空間を利用して照射試験を進めていく計画である。本報告書は、これまでに開発した、HTTRの初めての照射設備であるI-I型材料照射試験用設備について、その設計及び照射試験における炉内データの取得方法についてまとめたものである。本設備はHTTRで金属材料の照射下クリープ試験を実施するため設計されており、大型の試験片に安定して大きな荷重をかけられること、照射温度制御性に優れていることなどの特長を有している。照射下クリープ特性は、新たに開発した差動トランスにより、また炉内の照射データは、熱電対や自己出力型中性子検出器(SPND)により連続的に測定し、照射試験後にフルエンスモニタにより中性子照射量を評価する予定である。ここで得られる試験結果は、初めての炉内の照射データであることから、今後の高温ガス炉技術の高度化等にも貢献することが可能である。
遠藤 聖*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 樫村 隆則*; 大竹 真一*
Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.425 - 430, 2002/09
光造形技術を用いて、患者頭部の造形モデルとして写実的なファントムを製作した。この実体ファントムは将来的に線量計画システムの検証に寄与するものである。しかし、外科手術後の脳及び熱中性子遮へい材のモデル化に含まれる困難性のため、線量評価システム(JCDS:JAERI Computational Dosimetry System)を用いた計算,実体ファントム及びin vivo測定(医療照射)との間では十分な一致が見られなかった。幾つか課題があるものの、実体ファントムを用いた実験的シミュレーション技術は、術中BNCTに対してより確実な線量計画のための有効なツールである。
松下 明*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也; 樫村 隆則*; 大竹 真一*
Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.141 - 143, 2002/09
1998年よりJRR-4で実施されてきた熱/熱外混合中性子ビームである熱中性子モードIをホウ素中性子捕捉療法に11回使用してきた。より深い腫瘍の治療のため、次の術中BNCTより熱外中性子を使用することを検討している。本研究では熱中性子モードIのカドミニウムシャッタを挿入することによって作られる熱外中性子モード(Epi-12モード)の医療への適用性と安全性を調査した。その結果、Epi-12モードの速中性子混入率の減少は、BNCT、特に術中BNCTに対して優位性があることがわかった。なぜなら、速中性子は正常組織に直接作用するため、BNCTの制限値の1つであるからである。さらに、Th-12とEpi-12モードを混合させることで、線量分布に変化させることができることがわかった。これは個々の腫瘍に対して最適な線量分布に制御する新しい方法として期待される。
長尾 美春
JAERI-Conf 2000-018, p.156 - 167, 2001/01
JMTR照射試験における中性子照射量の評価精度向上のため、従来の決定論的手法(ANISN,CITATION等)では正確な評価が難しい形状の複雑な体系についても高精度な評価が期待できるモンテカルロコードMCNPの導入を進めてきた。本報告では、これまでに行ってきたJMTR炉心の反応度計算及び中性子束計算へのMCNPの適用性の検討結果について述べると共に、中性子束計算に関して、実用上の課題となっている計算時間の短縮について検討した結果について述べる。
小嶋 拓治; 須永 博美; 橘 宏行; 滝沢 春喜; 田中 隆一
IAEA-TECDOC-156, p.91 - 98, 2000/06
アラニン線量計を主として、原研で開発し使用している数種類の線量測定システムについて、線量率、放射線照射中の温度、線量計読み取り時の温度や素子の方向等が、線量応答に与える影響を定量的に明らかにした。これらにより、
Co
線、0.15~3MeV電子線及び制動放射X線のリファレンス/トランスファー線量計あるいはルーチン線量計としての特性を評価した。これとともに、線量相互比較を通じて、これらの線量測定システムにより与えられる線量値の信頼性をチェックした。本成果は、1995年より行われたIAEAの研究協力計画「放射線プロセスにおける品質保証のための大線量測定システムの特性研究と評価」の一環として得られたものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部技術課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2000-001, p.225 - 0, 2000/03
JAERI-Review-2000-001.pdf:9.42MB
本報は、1998年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗、関西研究所及びむつ事業所における保健物理業務について、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
Co線照射施設の特性評価橘 宏行; 小嶋 拓治; 羽田 徳之; 金子 広久; 四本 圭一; 田中 隆一
Radioisotopes, 48(4), p.247 - 256, 1999/04
原研では、放射線加工レベルの大吸収線量校正用Co線照射施設を独自に設計・製作した。そして、その特性及び線量測定に関する性能を全体にわたり調べることにより、原研における線量値にかかわる不確かさを評価した。線量計校正装置は、線量率5~200Gy/h及び400Gy/h~20kGy/hの異なる線量率範囲を与える二つの線源、線量計固定用ステージ、正確な照射線量率測定用平行平板型電離箱、及び特定の照射条件下における線量計校正に用いるために付属した温度・湿度制御照射容器によって構成した。本装置は、一般的な運転時間(8h)内で0.5Gy~160kGyの線量範囲の既知線量を、不確かさ2.2%(95%信頼度相当)で被校正線量計に与えるために十分な照射場の特性及び線量測定の性能を持っている。また、原研で校正したアラニン線量計を用いたトランスファー線量測定により、不確かさ3.4%(95%信頼度相当)で線量を評価することが可能である。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部寝屋川事務所; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 98-015, 239 Pages, 1998/12
本報は、1997年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗、関西研究所及びむつ事業所における保健物理の事業について、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
小嶋 拓治; 田中 隆一
日本薬局方に準拠した滅菌法及び微生物殺滅法, p.74 - 82, 1997/00
放射線滅菌製品の品質管理における線量測定に関して、線量測定の役割、吸収線量評価の信頼性、参照標準線量計及びルーチン線量計、ルーチン線量計の選択及び使用状況、線量計システムの校正、電子線量の測定、ルーチン線量計測における注意すべき点等について概説する。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所放射線管理課; むつ事業所保安管理課
JAERI-Review 96-014, 236 Pages, 1996/10
JAERI-Review-96-014.pdf:7.25MB
本報は、1995年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務において、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; むつ事業所管理部保安管理課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-Review 95-020, 264 Pages, 1995/11
JAERI-Review-95-020.pdf:8.68MB
本報は、1994年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務について、放射線管理、技術開発、及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
December 2, 1994, Tokai, Japan村上 博幸; 高橋 史明
JAERI-Conf 95-014, 160 Pages, 1995/06
IAEAはアジア太平洋地域における原子力関連技術の普及のため地域協力協定(RCA)を締結し、技術的、経済的援助を行っている。本報文集はRCA放射線防護プロジェクトの一環として1994年11月28日12月2日に日本原子力研究所東海研究所において開催された「(x)線用線量計およびサーベイ機器較正に関するワークショップ」の報文を収録したものである。同ワークショップは、RCA加盟各国の放射線防護のための線量測定および測定器較正の現状と問題点を相互に把握してその技術力の向上を図るとともに、ICRUの新しい計測用線量の理解を深め、この分野の国際的統一、調和に資することを目的として開催されたものである。本報文集は、上記ワークショップの参加者だけでなく、広に関連業務に携わる技術者・研究者にとってきわめて有効な情報を提供するものと期待される。
柏崎 茂*; 松山 茂樹*; 柳生 秀樹*; 原 秀元*; 小嶋 拓治
JAERI-Conf 95-003, 0, p.270 - 274, 1995/03
アラニン/ESR(電子スピン共鳴)線量測定法は優れた大線量測定法として知られているが、取扱いが複雑で高価な読み取り装置を用いるため、放射線プロセスへの応用が進まなかった。しかし、均一形状かつ均質なアラニン線量計素子アミノグレイ=の大量製造法が開発され、ESR装置の分析パラメータ、複雑な調整手順及び価格を低減することが可能となった。この線量計素子専用に機能を単一化したワンタッチのリーダの開発を行った。従来試料交換の度に不可欠であった自動周波数制御(AFC)のON/OFFの省略など調整・測定手順の単純化を追求した。このリーダにより、1~100kGyの線量範囲を1%(1
)以内で、かつ約10秒で読み取ることができる。装置の大きさは30cm立方体程度で重さは約14kgと小型軽量である。このリーダにより、アラニン/ESR線量測定法が放射線プロセスにおいて応用される引き金となることが期待される。
小嶋 拓治; 須永 博美; 滝沢 春喜; 橘 宏行
JAERI TIARA Annual Report 1994, p.71 - 73, 1995/00
イオンビームを利用する研究開発において、放射線の照射効果の比較・評価及び照射の制御のためには、共通の尺度である吸収線量の正確な測定とともに試料内の深さ方向の線量分布の評価が不可欠である。今回は、前者について、走査ビームにより得られるフルエンスが均一な照射場における熱量及び電荷測定の同時比較により、粒子エネルギーの測定及びビームモニターとしての電荷測定法における不確かさの評価に関する研究を行った結果について報告する。予備実験結果に基づき、本研究の実験を可能とする、複合材料耐環境性試験装置に付属する照射治具及び計測システムを設計・製作した。これを用いたH
20MeVビームの粒子エネルギーは、18.94MeV(0.8%)であり公称値により近くばらつきも少なかったことから、予備実験で得られた測定上の問題点はほぼ解決されたと考えられる。今後は、本治具・計測システムを用いたデータを集積する。
保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; むつ事業所管理部保安管理課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-Review 94-007, 262 Pages, 1994/11
JAERI-Review-94-007.pdf:7.85MB
本報は、1993年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務について、放射線管理、技術開発、及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
