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論文

作業環境における被曝線量評価

矢部 明

NIRS-M-42, p.225 - 235, 1983/00

昭和56年12月3日,4日に第9回放医研環境セミナー「環境と人体におけるトリチウム研究の諸問題」として行われたセミナーで発表した問題の講演の記録である。内容は、1.トリチウム被曝評価における基本的考え方、2.トリチウム体内被曝防護基準、3.体内被曝線量(トリチウム)の評価法の順で記されている。

論文

放射性コバルトの生体内挙動と被曝評価; 被曝評価

矢部 明

KURRI-TR-235, p.63 - 71, 1982/00

主として作業者の放射性コバルトによる被曝に関連して、次の内容について記している。 1.軽水または重水炉における放射性コバルトからの体内被曝の重要性 2.ICRP Publication 30における体内被曝線量推定法 3.$$^{6}$$$$^{0}$$Co酸化物の吸入による肺の預託線量当量の計算 4.体外計測法とバイオアッセイによる放射性コバルトの体内被曝線量の推定法 5.ICRP Publication30の体内被曝線量推定法を一般公衆の環境線量を推定するのに利用する場合の問題点等

論文

原子力施設における個人体内被曝の管理

矢部 明

原子力工業, 26(3), p.1 - 5, 1980/00

原子炉施設,核燃料取扱い施設およびRI取扱い施設で、非密封の放射性物質を取扱う作業に従事している人の体内被曝の管理について、ICRPの考え方を中心に、個人被曝モニタリングの観点から述べた。主な内容の項目は次の通りである。 1.体内汚染が考えられる放射性核種,2.体内被曝モニタリングの基準,3.体内被曝モニタリングの機能別分類,4.モニタリングプログラムの計画,5.平常モニタリングの手法 (1)測定法 (2)モニタリング結果の解釈(誘導調査レベル),6.記録

論文

ICRPの新しい体内被曝線量算定法

矢部 明

保健物理, 15(3), p.195 - 222, 1980/00

ICRPが1977年の国際放射線防護委員会の勧告に準拠し、現行の「体内放射線の許容線量」Publ.2に置き換わるものとして新しく発表した、「作業者による放射性核種の摂取の限度」Publ.30 Part1の体内被曝線量算定法を解説するものである。 内容は、Publ.30の線量算定法の基礎をなす考え方、預託線量当量算定の基本式、預託線量当量算定の手順、計算の実例から成っている。

論文

Experiences in monitoring airborne radioactive contamination in JAERI

池沢 芳夫; 岡本 利夫; 矢部 明

Proc.of 5th Int.Radiation Protection Association Congress, p.217 - 220, 1980/00

原研の種々の原子力施設において、放射性空気汚染に起因する内部被曝線量を評価し、その防止対策を立てることは極めて重要なことである。原研におけるホットセル,グローブボックス,$$^{9}$$$$^{9}$$Moを取扱うセル等の空気汚染モニタリングの経験から得られた結果を報告する。その結果の主なものは、(1)照射燃料切断時における$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sb,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの飛散率,(2)セル内の除染作業時に発生する放射性粒子の粒度分布,(3)床面に沈着したプルトニウムの再飛散係数,(4)試作したチャコールフィルタペーパーの有機ヨウ素に対する捕集効率,である。

論文

Monitoring experiences of tritium in JAERI

吉田 芳和; 矢部 明; 岸田 昌美

Proc.Int.Symp.on Behaviour of Tritium in the Environment, p.613 - 622, 1979/00

原研には重水減速冷却炉JRR-2,3があり、重水の放射化により生じたトリチウム(HTO)が漏洩し、しばしば、作業環境の空気汚染、表面汚染の原因となる。また加速器で取り扱われるトリチウムガスターゲットにより、これらのガス(HT)が漏洩することもある。本報告では原研で用いられているトリチウムに関する放射線管理技術(空気汚染、表面汚染の測定技術、尿分析、呼気測定の技術等)を紹介したのち、これらによる管理から得られた経験を次の三点について取り上げ報告する。すなわち、(1)空気汚染測定と尿分析の関係…両者からそれぞれ別個に推定した被曝線量はかなり良い一致を示した。(2)呼気測定と尿分析の関係…吸入直後の呼気測定の値は尿分析のそれより高い値を示すが、数時間後では両方の値はほぼ等しくなる。(3)生物学的半減期…原研の汚染者38例についての観測値は、9.8$$pm$$4.1日で、ICRPの値10日とほぼ一致していた。

論文

ガラスセンイ濾紙を用いる尿中の全アルファ放射能測定法の検討,1; Eakinsらの方法の再検討および従来の全$$alpha$$放射能測定法との比較

福田 洋; 服部 隆充; 矢部 明; 赤石 準

保健物理, 11(1), p.21 - 26, 1976/01

Eakinsらにより報告された、ガラスセンイ濾紙を用いる尿の全$$alpha$$放射能測定法は、ルーチン法として適していると考えられる。この方法の簡略化の検討と共に、U,Np,Pu,Amについて収率を測定し、従来採用されている全$$alpha$$放射能測定法と比較した。方法の簡略化は、あまりできないことが判明した。ただ最終段階の$$alpha$$放射能測定試料の作成においては簡略化できる見込みがある。収率では、U,Np,Amについては、Eakinsらの値とほぼ一致したが、Puについてはかなり低い値しか得られなかった。また試料によっては、上記4元素とも著るしく低い収率しか得られないことがあった。しかし、全体的に云って、従来の方法と比較すると多くの点で利点を有し、ルーチンの方法として採用できる可能性がある。収率の変動については更に検討が必要とされる。この変動の原因については第2報で考察する。

論文

ガラスセンイ濾紙を用いる尿中の全アルファ放射能測定法の検討,2; ガラスセンイ濾紙によるアクチノイドの捕集および収率変動についての考察

赤石 準; 服部 隆充; 福田 洋; 矢部 明

保健物理, 11(1), p.27 - 33, 1976/01

第1報で述べたように、標記全$$alpha$$放射能測定法は、試料によってはアクチノイドの収率が低い場合がある。本報はこの収率の変動について検討した。U,Np,Amについて、水溶液,NH$$_{4}$$NO$$_{3}$$溶液およびCa・Mgリン酸塩を含む溶液中において、ガラスセンイ濾紙による捕集率を測定し、溶液の遠心分離の結果と比較した。Ca・Mgリン酸塩が存在する場(試料を処理して得た溶液)においては、捕集時のpH(5.0)においてすでに微量ではあるが沈殿(リン酸塩沈殿)が生成していることが認められ、この沈殿生成とアクチノイドの捕集率,遠沈率に密接な関係が認められた。アクチノイドが捕集されるのは、従来考えられていた表面吸着によるのではなく、まずアクチノイドがこの沈殿に共沈し、次いでこれが濾紙により濾別されるものと考えられる。この沈殿の生成量は、試料のCa,Mg含量とpH調節時の条件により異なり、これが共沈率および$$alpha$$計測時の自己吸収に影響するため、この方法の収率の変動はまぬがれない。

論文

簡易型ホールボデイカウンタの特性

山岸 英雄; 水下 誠一; 矢部 明

保健物理, 10(1), p.1 - 7, 1975/01

原研における重遮蔽型ホールボディカウンタの10年以上の使用経験から簡易型ホールボディカウンタを試作した。このカウンタは被験者が12mmの厚さの鉛のついた椅子に座ると自動的に測定できるように設計されている。検出器は椅子の方向にだけ窓を有する50mm厚さの鉛遮蔽の中におさめられた3"$$Phi$$$$times$$3"のNaI(Tl)結晶である。検出器からの信号は3チャンネル波高分析装置で分析され、その各チャンネルのエネルギ幅は問題となる核種によって変えることができる。最小検出量は3チャンネル波高分析装置を用いたとき、10分間測定で、Cs-137、Co-60に対して、それぞれ、34、17nCiで、多重波高分析装置を用いたとき、12、13nCiであった。この数字はICRP刊行物10が与えた調査レベルを十分下まわる値である。

論文

放射性コバルトによる体内汚染例

山岸 英雄; 福田 洋; 矢部 明

保健物理, 8(4), p.217 - 220, 1973/04

1973年8月20日、JRR-3原子炉の重水ポンプ再組立て作業中に、作業者6名がコバルト-60で汚染した微粒子を吸入した。作業員6名のうち3名の鼻孔に汚染が発見されたので、直ちに作業員をホールボディカウンタで測定したところ、$$^{6}$$$$^{0}$$Coの体内汚染を確認した。ホールボディカウンタによる測定は作業員が吸入したと思われる時刻から約2時間30分後におこなわれ、被検者の胸部から腹部にかけて汚染を検出した。吸入した微粒子は肺にはほとんど沈着しないで、吸入後3日ないし4日には大部分消化管を経由して体外に排出された。この吸入粒子の体内での挙動は粒子径が20$$mu$$m(AMAD)と推定されたことから予測できた。被検者6名の胸腹部に測定された負荷量の最大値は0.26$$mu$$Ciであった。また観測された糞便中の排泄率の最大値は1.2$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$$$mu$$Ci/hであった。これらのデータにもとずいて肺と大腸下部の被曝線量を計算し、それらの値も示した。

論文

NASの海水中最大許容濃度の応用について

矢部 明; 青木 敏男; 森 雅英*; 鶴賀 治夫*

保健物理, 8(2), p.105 - 108, 1973/02

海産物摂取による人体の被覆線量を論ずるとき、海水中の放射性核種の最大許容濃度(MPCC)を定めたときのNAS-NRCの考え方にしたがう方法と、飲料水中の放射性核種の最大許容濃度(MPC)$$_{w}$$を定めたときのICRPの考え方を採用する方法と二方法ある。この二方法の間の関係を論じ、それに含まれる問題点を提起したものである。

論文

放射性物質取扱い作業者に対する身体汚染モニタリング

矢部 明

原安協報告, 38(2), p.11 - 23, 1973/00

原子力安全研究協会の放射線障害防止研究計画部会の内部被曝評価ワーキンググループの報告書「個人内部被曝モニタリングの指針」中の一章で、体内汚染の個人モニタリングの計画立案について解説したものである。

論文

個人内部被爆モニタリング

矢部 明

トリチウムその性質と挙動; 「トリチウム」研究専門委員会報告書, p.137 - 150, 1972/10

体内に摂取されろトリチウムの化学形は,単体の水素,水のほか有機化合物があるが,人体での代謝が比較的よく知られているのは,水(HTO)の形のトリチウムである。一部の有機化合物については動物実験がなされているが,一般に有機化合物の一部にたっているトリチウムの代謝は明らかでない。

論文

ヨウ素-131の甲状腺沈着割合と有効半減期

泉 幸男; 藤田 稔; 矢部 明

保健物理, 7(4), p.213 - 219, 1972/04

大型NaI(Tl)検出器を用い、フィルタ法により$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの甲状腺負荷量を測定した。フィルタ法は、甲状腺沈着量を決定すると共に、そのほかの被曝状況も把握でき有用である。測定誤差は、ファントム実験から最大10%と推定され、実際の被検者に対する測定の変動係数は、3%であった。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iを吸入した63名について、全身負荷量に対する甲状腺負荷量の割合f$$_{2}$$を、ファントムによる校正曲線を基に決定した。その幾何平均値は、0.28で0.17から0.68まで広範囲に分布し対数正規分布を示した。11例について、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I甲状腺負荷量の経時変化の測定を行った。その結果、甲状腺の有効半減期は、4.9から7.6日、平均6.6$$pm$$0.7日($$sigma$$)で、ICRPの標準人の7.6日に比べ比較的短い傾向にあった。

論文

トリチウムの個人内部被曝モニタリング

矢部 明

保健物理, 7(3), p.163 - 172, 1972/03

トリチウムの体内汚染に関する個人モニタリングにつて、基礎となっている生理学的性質(代謝)や試料のサンプリング、測定法などのモニタリング方法、尿検査の間隔、規模などの実際のモニタリング計画を解説した。また、トリチウムの尿中許容レベルや尿の誘導調査レベルについて、内部被曝線量の計算法を述べた。

論文

尿中カルシウムより推定した尿中$$^9$$$$^0$$Srの日々の変動; 尿分析による$$^9$$$$^0$$Sr身体負荷量推定における誤差の原因

藤田 稔; 岩本 順子; 矢部 明; 赤石 準

保健物理, 6, p.171 - 175, 1971/00

放射性物質が人体内に取り込まれた場合,その危険性を評価する立場から,一般に,その個人の受ける内部被曝綿量の算定が必要となる。内部被曝線量の算定に当っては,身体負荷量(または決定器官の負荷量)の時間的経過が判明していなければならない。$$B$$一放出体である$$^9$$$$^0$$Srの体内沈着の場合には,普通,全身計測法を用いず,尿中に排泄される$$^9$$$$^0$$Sr量から身体負荷量を推定し,その経過を求める。ある時刻の体内負荷量は,その時の1日当りの尿中排泄量に,その時の「身体負荷量/1日当りの尿中排泄量」の値を乗ずることによって求まる。

論文

内部被曝のモニタリング;I,原研における個人内部被曝管理の経験と問題点

矢部 明

保健物理, 5, p.145 - 149, 1970/00

原子炉,加速器などの大型原子力施設,核燃料の製造,加工,再処理など原子力関連施設,あるいは,RIの製造,利用なとのRI取扱施設などで,非密封の形で放射性物質が取扱われたり,作業環境に放出される可能性のある場合には,内部被曝管理が必要となってくる。したがって,内部被曝管理という言葉で総括される領域は作業環境と人という系で考えた場合,作業者自身の内部被曝の管理のほか,作業環境の側から見た,内部被曝防止のための作業環境の汚染の管理,内部被曝の防護というカテゴリーを含んでいる。本稿では,このうち,前者の個人の内部被曝管理,あるいは,体内汚染の個人モニタリングという場に限って記した。

論文

原研における内部被曝測定例について($$^3$$H,$$^3$$$$^2$$P,$$^1$$$$^"$$3Iなど)

矢部 明

KURRI-TR-66, p.74 - 82, 1970/00

日本原子力研究所では、非密封RIを取扱う職場の職員に対して、体内汚染の個人モニタリングとしてパイオアッセイとホールボデイカウンテイング(以下全身計測という)をおこなっている。このモニタリングは実際には、次の二つの内容をもった仕事にわかれる。すなわちその一つは、このような作業環境にある職員に対し定期的に尿分析と全身計測をおこなって、日常の作業環境から来る汚染を絶えず監視チェックするという仕事である。また他の一つは、汚染の発生という異常事態に際して個人の体内汚染の程度を見積り、体内被曝線量を評価するという仕事である。この後者の場合、前記尿分析と全身計測のほか糞便(以下単に便という)の分析、さらに必要な場合は体液の分析もおこない、体内汚染量を定量し内部被曝線量を算出する。

論文

体内量推定におけるホールボディカウンティングとバイオアッセイの役割;主として原研の被曝測定の経験から

矢部 明

KURRI-TR-66, p.64 - 73, 1970/00

ホールボデイカウンタ(以下全身カウンタという)の使用目的として医学的な利用と保健物理学的な利用とが考えられるが、後者を取りあげると、これにはさらに基礎的な保健物理学の研究を目的としている場合と、実用的に放射線管理の一環として個人の体内被曝評価を目的としている場合とがある。あとの場合は、いわゆる体内汚染の個人モニタリング(Individual monitoring for internal contamination)に用いる場合である。本報告では全身カウンタをこの体内汚染の個人モニタリングに用いた場合のうち、特に単一摂取による汚染を検出して、個人体内被曝評価のため特別なモニタリング(Special individual monitoring)をおこなった場合を取り上げ、バイオアツセイとの関連について述べる。本報告は、主として日本原子力研究所の被曝測定の経験を記し、ホールポデイカウンテイング(以下全身計測という)とパイオアツセイの両者の測定を同時に進めることが、体内汚染の評価上有利であることを述べる。

論文

Day-to-day variation of dietary intake and urinary excretion of fallout $$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs and stable K in man

藤田 稔; 岩本 順子; 近藤 道夫; Yabe, Akira*

Health Physics, 16(2), p.185 - 195, 1969/00

 被引用回数:5

抄録なし

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