検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 33 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

口頭

日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所における女性の放射線業務従事者の線量限度に対する意識調査結果

滝本 美咲; 山崎 巧; 高田 千恵

no journal, , 

現在、原子力規制委員会放射線審議会において、国内法令へのICRP2007年勧告の取り入れが検討されている。当該勧告では、現行法令にある男女の区別は妊娠中を除き不要としているため、女性の放射線業務従事者(以下単に「女性」)の線量管理が論点のひとつとなっている。原子力機構核燃料サイクル工学研究所においては、男女とも線量限度に近くなるような被ばくの実績はないが、全女性の被ばく測定を1月ごとに実施している(1月管理)他、調査レベルを男性と別に定めている。法令改正がなされた場合には、これら管理の変更を検討する必要性が生じる。そこで、当所にて、女性に対する特別な線量限度の捉え方を調査した。結果として、現行の1月管理は多くの女性に安心を与えており、法令改正後も継続する意義があることが確認された。その他の管理内容については、不都合を感じている者の割合の高さから、法令改正内容に応じた変更を検討したい。

口頭

福島事故後に住民に提供された資料の分析とその評価方法の検討; SG1の取り組み

河野 恭彦; 服部 隆利*; 横山 須美*; 中野 裕紀*; 佐藤 紀子*; 工藤 ひろみ*; 野村 直希*; 迫田 晃弘; 内藤 航*; 黒田 佑次郎*; et al.

no journal, , 

これまで日本保健物理学会福島第一原子力発電所事故後のPublic Understandingの取り組みに関する専門研究会内のサブグループ1では、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故後、住民に対して、放射線に関する理解の向上を図ることを目的として提供されてきた情報(情報源を関係省庁, 研究所等のウェブサイトに限定)を集約し、それぞれの資料の特徴を明らかにするためのクライテリア(資料の評価方法)の設定方法を検討してきた。本発表では、よりよい情報提供の方法を提示する準備としてこのクライテリアの設定方法を紹介するとともに予備的な調査結果を報告する。さらに今後の本グループの活動展開についても報告する。

口頭

A Study on the optimum condition of Sr preconcentration method in seawater samples

河野 恭彦; Blinova, O.*; Rozmaric, M.*

no journal, , 

本研究は報告者がIAEA環境研究所放射能測定研究所で留学した際に実施した、海水試料中のストロンチウム分析の前濃縮法の高度化に関するものである。本分析法の高度化に際し、前段階として既知量のストロンチウムを添加した1Lの海水試料を用いて、炭酸塩沈殿にストロンチウムを濃縮するための最適なpHを検討実験を行った結果、pHを10.5に設定することで、ほぼ100%のストロンチウムを回収できることを確認した。次に、ストロンチウムの妨害元素であるカルシウムを除去するために、水酸化物沈殿をpH12.5にして、また沈殿生成の際に温度を90$$^{circ}$$Cに上昇することで、約90%のカルシウムを除去でき、また約90%以上のストロンチウムを回収できることを確認した。ここで1L海水試料に対して実施した沈殿生成の化学的な最適条件をもとに、段階的に海水試料の供試量を段階的に100Lまで増やしたところ、海水試料中のストロンチウムを約90%近く回収できることを確認した。よって、この検討結果から、海水試料中のストロンチウムを回収し、測定を行うために最適な化学的条件を得ることができた。

口頭

ZnS(Ag)シンチレータを用いたラドン子孫核種影響低減型ダストモニタ検出器の開発

奥山 駿

no journal, , 

プルトニウム取扱施設の作業環境中の空気汚染管理では天然放射性核種であるラドン子孫核種(以下、RnTn)による影響を考慮する必要があることから、当研究所では、$$alpha$$核種を対象としたダストモニタにはSi半導体検出器を用い、波高弁別によるRnTnの影響低減化を図っている。Si半導体検出器は分解能が高く$$alpha$$線の波高弁別に適している一方で、耐久性の問題やノイズに弱いといった欠点があるため、耐久性や耐ノイズ性に優れるZnS(Ag)シンチレーション検出器でRnTnの影響を十分低くした測定ができるよう、波高弁別に最適な塗布量と粒径のZnS(Ag)シンチレータを利用したダストモニタを試作した。試作後の性能評価として、RnTnの影響除去率、$$gamma$$線及び中性子の影響を確認した。試作したダストモニタのRnTnの影響除去率は半導体検出器に比べ劣ってはいるが、空調管理されRnTn濃度が高くない当研究所の施設で利用するのであれば大きな問題にはならないレベルと考えられる。$$gamma$$線の影響については使用上問題ない範囲であったが、中性子の影響については中性子減速場での照射試験及び実際の設置環境において評価する必要がある。

口頭

VARSKINによる皮膚被ばく線量の計算・評価

内田 真弘; 山崎 巧; 高田 千恵; 辻村 憲雄

no journal, , 

皮膚線量は、皮膚汚染の測定によって得られた表面汚染密度とその密度から皮膚吸収線量率に換算する係数を利用して評価される。このとき用いられる換算係数は、出典が様々で世界的に統一されておらず、いずれも15年以上も前の文献に基づいている。本件は、これまで国内外で使用されてきた換算係数について特徴等を整理するとともに、代表的核種について、皮膚線量評価計算コードVARSKINを用いて計算した換算係数と比較し、その結果を報告する。VARSKINとは、いわゆる点積分核法を基本とする組織吸収線量の計算に、後方散乱の適切な補正を組み込んだ計算コードである。

口頭

核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染について,3; 身体汚染措置要領書の改善

吉田 忠義; 磯崎 航平; 田村 健; 中川 貴博; 川崎 位; 百瀬 琢麿

no journal, , 

平成31年1月30日に発生した核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染事象において、作業員に身体汚染が発生した。身体汚染発生時の措置方法については、平成29年6月に発生した大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染事象の反省から原子力機構共通のガイドラインが制定され、それを基に放射線管理部として要領書が制定されていたが、今回の事象で有効に活用できない部分があった。そこで今回の反省を踏まえた改善を行ったので、その概要について紹介する。

口頭

STACY改造工事における放射線管理

中嶌 純也; 山田 克典; 長谷川 里絵; 梅田 昌幸; 関 真和; 武藤 康志; 澤畠 勝紀

no journal, , 

原子力科学研究所のSTACY(定常臨界実験装置)施設では更新炉への改造工事を実施している。我々は、旧STACYの解体撤去工事において、旧STACYの特徴を踏まえた内部被ばく管理及び外部被ばく管理を検討し、実施した。その結果、作業者の身体汚染や内部被ばくは発生せず、外部被ばくも検出下限値未満であった。

口頭

表面汚染検査におけるサーベイメータの走査速度と汚染検知の関係

高橋 映奈; 坂下 慧至; 柴 浩三; 吉田 忠義

no journal, , 

表面汚染管理において、汚染を確実に発見することが重要であり、その際にサーベイメータの走査速度が大きく影響する。本研究ではサーベイ走査速度を変化させた実験を行った。線源を静止させた状態で30秒測定したときの指示値を100%とし、それに対して各速度の指示値の割合を応答率として評価し、応答率とサーベイメータの限界計数率から実際に汚染を判断できるかどうかを検討した。また、実際の現場におけるサーベイ走査と、サーベイメータの指示値と時定数の関係について考慮し、考察を行った。

口頭

福島事故前後で関連学会の社会に向けた活動はどのように変わったか; SG3の取り組み

迫田 晃弘; 野村 直希*; 内藤 航*; 河野 恭彦; 黒田 佑次郎*; 吉田 浩子*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故後、放射線やリスクに関連する研究者や学会に対して、社会から極めて高い関心が向けられた。これら関連学会の事故前後での活動情報を収集・整理して、どのように変化したのかを体系的に調査検討することは、専門家集団の今後の活動のあり方を考える契機となり、ひいては、有事や平時に学会が社会とどのように向き合うべきか、重要な知見が得られると考えられる。そこで、本研究では、日本保健物理学会を含む6学会の社会に向けた活動情報をウェブサイトから入手し、客観的な指標(対象者, 時期, 内容など)に基づいて整理・評価した。

口頭

岡山県人形峠における空気中$$^{222}$$Rn, $$^{210}$$Pb, $$^{7}$$Be濃度の変動

迫田 晃弘; 田中 裕史; 神崎 訓枝

no journal, , 

岡山県と鳥取県の県境に位置する人形峠環境技術センターにおいて、2018$$sim$$2019年にかけて、空気中$$^{222}$$Rn, $$^{210}$$Pb, $$^{7}$$Be濃度の変動調査を行った。観察された変動の特徴を考察するとともに、別途取得した関連データ(降水, 降下塵)との関連についても議論する。

口頭

ICRP2007年勧告に準拠する内部被ばく線量評価コードの開発

高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫; 渡嘉敷 雄士*

no journal, , 

国内の放射線安全規制へ国際放射線防護委員会(ICRP)による最新の2007年勧告の主旨を取り入れた場合、放射線被ばくに対する防護基準値も見直される。また、各事業所においても、2007年勧告に準拠した線量評価を行うことになる。原子力機構では平成29年度からの4か年計画で、原子力規制庁からの受託事業により、ICRP2007年勧告に準拠した内部被ばく線量評価コードの開発を進めている。開発するコードへは、ICRPの新しい線量評価モデル等に基づいて実効線量係数が正しく導出されていることを検証する機能(線量係数計算機能)、モニタリング値に基づき作業者等の核種摂取量を推定する機能(核種摂取量推定機能)を実装する。また、各機能の計算で必要な条件を設定するGUI、計算結果等を効果的に表示する機能を開発する。ここで、線量係数計算機能では、新旧の実効線量係数の増減の影響因子を調査する目的で、1990年勧告に準拠するモデル等をGUIで選択可能とし、核種摂取量推定機能の計算結果の中で体内放射能等をグラフ表示させることとした。本発表では、両機能を統合したコード$$beta$$版の概要を報告する。

口頭

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会,3; 今後取り組むべき重要な課題; ラドンと評価の不確実性および世代間倫理について

齋藤 龍郎

no journal, , 

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会は、2017年6月より2019年3月の活動を通じ、数十億年の長半減期と子孫核種による線量増大を特徴とするウラン廃棄物の埋設処分及びクリアランスに係る課題について検討した。検討結果のうち、今後取り組むべき重要な課題について報告する。一つは浅地中処分の超長期評価であり、定量評価に信頼が置ける数千から数万年間の線量評価を行った後、定量評価が難しい数万年以降の評価については、その低減傾向を示す等の定性的評価期間の導入を考えるべきとした。また、埋設処分後、数千から数万年後に発生するラドンについては、設計による合理的な被ばく低減が実際上困難であることから、従来の線量/確率分解アプローチ等の他、ラドン評価のみを免除するクリアランス導入や、天然賦存のラドン発生と合算して防護措置が必要な場合だけに対応する現存被ばくの考え方の導入等、ラドン独自の安全評価基準の検討が必要とした。なお、「世代間倫理」の観点からのウラン廃棄物処分については、将来世代と現世代との負担のバランスについての取るべき負担と責任を整理できず、結論には至らなかった。今後、長半減期で減衰のないウラン廃棄物の埋設処分及びクリアランスに係る課題について、本専門研究会の検討結果を踏まえ、規制当局も含めて議論が早期に行われることに期待する。

口頭

東海再処理施設における$$gamma$$線スペクトロメトリによる$$gamma$$線測定器の性能評価

坂下 慧至; 高橋 映奈; 吉田 忠義; 柴 浩三

no journal, , 

東海再処理施設では使用済み核燃料をせん断及び溶解、抽出しPu及びUの精製、工程で発生する放射性廃棄物の処理を行い現在は廃止措置段階へ移行しているが、未だ各工程内には種々の放射性核種が分布している。放射線管理にはTLDや電離箱式サーベイメータなどのエネルギー特性の異なる$$gamma$$線測定器が用いられている。これらの測定器の測定精度を検証するため、代表的な工程において$$gamma$$線スペクトロメータを用いてエネルギー分布を測定した。今回は測定したエネルギー分布とそれを用いた測定器のレスポンスの評価結果について発表する。

口頭

福島第一原発事故時の小児における避難パターンと吸入による甲状腺等価線量の再評価

大葉 隆*; 石川 徹夫*; 永井 晴康; 床次 眞司*; 長谷川 有史*; 鈴木 元*

no journal, , 

UNSCEAR2013レポートにおいて、福島第一原発事故時の原発周辺自治体の避難経路は全18パターンに集約されていた。本研究は、避難経路毎の割合から、各自治体における小児の甲状腺線量分布を明らかにする。県民健康調査より7市町村の19歳以下の行動記録を解析し、甲状腺線量の算出はWSPEEDI放射能分布データベースを用いた。対象市町村ごとに、4$$sim$$5パターンの避難経路が示され、その甲状腺線量は避難経路毎に特徴が見られた。ここから、自治体ごとの小児の甲状腺線量分布と特定の避難経路との関係が示された。

口頭

線量評価用成人日本人ポリゴンファントムの構築

佐藤 薫; 古田 琢哉; 高橋 史明

no journal, , 

原子力機構では、日本人の体格特性を考慮した線量解析での活用を目的として、平均的成人日本人ボクセルファントム(男性: JM-103、女性: JF-103)及びその体格変形シリーズを構築した。一方、ボクセルファントムの構築は長い時間を必要とし、体格及び臓器の変形も困難であるため、異なる姿勢等の様々な条件下での線量計算に用いることは実用的でない。そこで、多様な作業姿勢等を考慮した線量評価の実現に向けて、JM-103及びJF-103をベースとして、ポリゴンにより人体形状を表現する男性(JPM)及び女性(JPF)の成人ポリゴンファントムの構築を進めている。JPM及びJPFの構築においては、最初にJM-103及びJF-103の臓器表面を抽出した臓器ポリゴンを平滑化処理した。続いて、臓器ポリゴンの質量・形状・配置を調整し、多層化ポリゴンで表現された全身ファントムのモデル化に成功した。JPM又はJPFの臓器質量と日本人平均値との差は5%以内であり、JM-103又はJF-103における差($$<$$10%)と比較して小さかった。今後、JPM及びJPFについては、四肢稼働機能を組み込み、多様な作業姿勢を考慮した被ばく線量計算のために利用する計画である。

口頭

核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染について,2; 放射線管理上の問題点と対策

田村 健; 磯崎 航平; 吉田 忠義; 中川 貴博; 川崎 位; 百瀬 琢麿

no journal, , 

平成31年1月30日に発生したプルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染について原子力機構は、汚染の原因に加え、作業員が身体汚染検査を受けて管理区域から退出するまでに実施した処置対応の問題も含めて原因究明を行い、再発防止策を策定した。このうち特に作業員が管理区域退出するまでに実施した放射線管理対応について挙げられた問題点と再発防止対策について報告する。

口頭

核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染について,1; 事象の概要

磯崎 航平; 田村 健; 吉田 忠義; 中川 貴博; 川崎 位; 百瀬 琢麿

no journal, , 

平成31年1月30日に核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内において、室内に設置された$$alpha$$線用空気モニタが吹鳴する空気汚染が発生した。警報が吹鳴した時点で、室内には作業員9名がいたが、皮膚汚染や内部被ばくはなかった。事象の概要、問題点と対策及び身体汚染措置要領書の改善をシリーズで報告する。このうち本発表では事象の概要について報告する。

口頭

光子外部被ばくに対する年齢別実効線量と新しい実用量との相関

佐藤 大樹; 高橋 史明

no journal, , 

国際放射線防護委員会(ICRP)と国際放射線単位測定委員会(ICRU)の提唱する放射線防護体系では、放射線被ばくのリスクに結びついて測定できない防護量を測定可能な実用量と関連付けて管理する。近年、ICRPは防護量のひとつである実効線量の導出のため、既存の成人男女に加え小児を模擬する人体モデル(ファントム)の整備を進めている。また、ICRP/ICRUの合同グループは、既存の実用量である1cm周辺線量当量に置き換わり、理想照射条件(前方, 後方, 左側方, 右側方, 回転, 等方照射)における成人の実効線量の最大値と等価となる周辺線量を提案している。本研究では、光子外部被ばくに対する年齢別実効線量と周辺線量の相関関係を定量的に解析した。年齢別の実効線量は、単一エネルギー光子場と環境光子場に対して、放射線輸送計算コードPHITSに組み込んだ各年齢のファントムを用いて導出した。その結果、理想照射条件下で0.05MeV以上の単一エネルギー光子場では、周辺線量は全年齢の実効線量と5%以内で一致することが分かった。また、2013年9月に福島にて実測された土壌中の放射性セシウム分布を再現した環境光子場による解析で、公衆の外部被ばく線量は、周辺線量の測定結果に基づいて適切に評価できることが分かった。

口頭

J-PARCユーザーに対する英語による放射線教育ビデオ

加藤 小織; 春日井 好己; 西藤 文博; 増川 史洋; 沼尻 正晴*; 中村 一*; 山崎 寛仁*; 斎藤 究*; 藤原 一哉*

no journal, , 

J-PARCセンター発足以降、施設整備の進捗とともに、日本語を母国語としない海外からの研究者の数は増加してきた。放射線安全(一般安全を含む)に関しても、外国人研究者と日本人研究者が同レベルの理解のもと、実験を安全に進められる環境を整備する必要がある。そこで放射線安全等に関する英語対応体制を系統的に整備するためのワーキンググループを2014年に立ち上げ活動している。本ワーキンググループでは、日本語の非論理性や説明不足を補いながら、もともとの日本語にこだわらず説明を付け加えたり、場合によっては省いたりして、日本語とは全く別の英語としての資料・教材等を独自に作り上げている。

口頭

MOX燃料施設における水晶体及び末端部の中性子線・$$gamma$$線被ばく評価

大津 彩織; 坪田 陽一; 内田 真弘; 中川 貴博; 川崎 位

no journal, , 

【1.背景・目的 】組織反応に関するICRP声明を受けて国内法令の見直しが検討され、水晶体の等価線量限度は実効線量と同じ「5年間で100mSvかつ年間最大50mSv」に引き下げられる見込みである。日本原子力研究開発機構核燃料サイクルエ学研究所における水晶体の線量は、均等被ばくの場合は胸部、不均等被ばくの場合は頸部に着けたTLDバッジで評価しているが、この線量限度引き下げに対し、現在の管理方法を適用できるかを検討する必要がある。本研究では、MOX燃料を取り扱うグローブボックスでのグローブ作業を模擬したファントムを実フィールドに設置し、水晶体付近(頭部)・頸部・胸部の$$gamma$$線及び中性子線量の実測による比較試験を行った。また、グローブ作業では末端部(手部)の管理も重要であることから併せて試験を実施した。【2.試験内容】 同研究所のMOX燃料施設において、中性子線量率の高いグローブボックス(以下、GBという。)を選定し、中性子線・$$gamma$$線の線量率分布を測定した。なお、中性子線量の測定には、小さく軽量の中性子線用サーベイメータ(以下、軽量型という。)とレムカウンタ(型式Studsvik 2202D)の2種類のサーベイメータを使用し、軽量型を用いてGB内外の線量率を測定した。この測定結果を元に次のファントムを用いた試験を実施した。頭部・胸部・末端部を模擬したファントムを図のように設置し、$$gamma$$線についてはTLD、中性子線については、TLD・固体飛跡検出器・バブル線量計をファントム上に配置して被ばく線量を実測した。【3.試験結果】 グローブ作業の環境における中性子線・$$gamma$$線の線量率分布を測定したところ、軽量型はレムカウンタと比較して測定部が小型であるため、GB内外の線量率を測定でき、ポートの内部と表面の線量率の比を把握することができた。作業者を模擬したファントムと線量計を用いて実測した末端部(手部)と体幹部の$$gamma$$線・中性子被ばく線量の比はポートの内部と表面の線量率の比と同程度であった。また、中性子被ばく線量は頭部(水晶体部とみなした場合)の値と胸部の値はほぼ同じであった。$$gamma$$線被ばく線量は頭部$$leq$$胸部$$<$$頸部であり、今回の試験では胸部の値を超えることはなかった。以上の結果から、今回の試験環境においては現在の管理方法でも水晶体の等価線量は過小評価にはならないと推測された。

33 件中 1件目~20件目を表示