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遠藤 章; 山口 恭弘; 佐藤 理*; 石榑 信人*
ウラン加工工場臨海事故に対する環境測定・線量推定 (NIRS-M-150), p.163 - 175, 2000/00
JCO臨界事故において、沈殿槽周辺で作業を行っていた2名の作業者については、中性子及び
線混在場で著しい不均等被ばくを受けたことが、臨床症状に深く関係していたと考えられている。そのため、身体部位ごとの中性子、線それぞれの線量寄与と、症状との関係を明らかにすることは極めて重要である。そこで、モンテカルロ計算手法及び数学ファントムを用い、作業時の位置及び姿勢を模擬した臨界事故時の詳細線量評価手法を開発し、人体内の線量分布、
Na生成量等に関する解析を実施した。本解析結果は、高線量被ばくがもたらす医学的影響の解明及びその治療法の進歩に寄与するものと考えられる。
山口 恭弘; 遠藤 章
ウラン加工工場臨海事故に対する環境測定・線量推定, p.9 - 10, 2000/00
JCO臨界事故時にサイト内外において実施された中性子及び線のモニタリング結果を用いて、サイト周辺環境の被ばく線量評価を行った。その結果、沈殿槽から80m~1000mにおける積算実効線当量が求まった。また、350m以遠の線量は、1mSvを大幅に上回ることはないことがわかった。
向山 武彦
長半減期核種の環境動態と線量評価 (放医研環境セミナーシリーズ,No. 23), 0, p.142 - 149, 1996/00
消滅処理技術開発の現状について報告する。内容は原子炉における長半減期核種の生成、消滅処理のねらい、消滅処理の方法、原子炉による消滅処理、加速器を用いた消滅処理、原研における消滅処理研究の現状、群分離、消滅処理研究の内外の動向、である。
水下 誠一
緊急時における線量評価と安全への対応; 放医研環境セミナーシリーズ No. 21, 0, p.86 - 105, 1994/00
ホールボディカウンタ(全身カウンタ)は体内の放射性核種からでる線を直接検出することにより人体内にある放射能を測定する代表的な体外計測装置の1つであり、原子力分野においては放射線業務従事者の内部被ばく管理に、医学の分野においては体内カリウムの測定等に使用されている。また、原子力施設の事故時においては作業者および住民の内部被ばく線量の測定に最も効果的に用いられる装置である。全身カウンタの測定より得られるデータは全身負荷量とその時間的変化であり、これらの量は内部被ばく線量評価に必要な体内の放射性核種の核変換総数を計算する基本データとなる。セミナーでは全身カウンタの装置としての基本的特徴および校正方法について、また内部被ばく線量評価の実際について述べる。さらに、日ソ研究協力における全身カウンタを用いた内部被ばく線量測定評価の協力内容と得られている結果についても言及する。
村田 幹生
NIRS-M-93, p.70 - 79, 1993/00
第20回放医研環境セミナー実行委員会の依頼により講演を行う。国際熱核融合実験炉(ITER)は概念設計段階から工学設計段階へと移りつつある。これらの段階で、実験炉の安全設計に反映させるべく、施設に由来するトリチウムの環境安全を現実的なモデルに基づいてより正確に評価するためのコードの開発が各国で進められている。本セミナーでは、コードの開発に必要な線量評価モデルの開発およびこれらのモデル開発のもとになっているトリチウム野外挙動実験の成果と現況などについて、保健物理部の成果をまじえて発表し、討論を行う。