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論文

Chain terminations in the decomposition reactions of chloroethylenes in air through the deposition of alkylperoxy radicals on the wall of an irradiation vessel

箱田 照幸; 小嶋 拓治

Radiation Physics and Chemistry, 74(5), p.302 - 309, 2005/12

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2005.02.007
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Physical)

内面積に対する体積比(S/V)が異なる照射容器中にクロロエチレンを含む空気を封入し、異なる線量率で電子ビーム及び$$gamma$$線照射を行い、クロロエチレンの連鎖分解反応やその停止反応を調べた。その結果、線量率が高い電子ビーム照射の場合には、アルキル過酸化ラジカル同士の反応のみが連鎖停止反応として生じていることがわかった。これに対して、線量率が低い$$gamma$$線照射、あるいは大きなS/V値を有する照射容器を用いた場合には、連鎖停止反応としてアルキル化酸化ラジカル同士の反応に加えて、このラジカルの照射容器壁への付着による反応も寄与していることが明らかとなった。

論文

Evaluation of $$gamma$$-ray dose components in criticality accident situations

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 空増 昇*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(8), p.678 - 687, 2005/08

https://doi.org/10.3327/jnst.42.678
 被引用回数：4 パーセンタイル：30.44(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時の$$gamma$$線放出挙動のさらなる理解及び外部被ばくの正確な評価のためには、$$gamma$$線線量の成分分析が不可欠である。その線量成分を、臨界継続中の即発成分,遅発成分及び擬似成分、並びに臨界停止後の残存成分に区分して評価した。この評価は、TRACY施設におけるホウ酸リチウム熱蛍光線量計(TLD)を用いた線量計測実験とモンテカルロ・コードによる解析の組合せにより行った。評価の結果、上記成分の線量割合がTRACYの炉心タンクからの距離によって変化することが確かめられた。その変化は、各成分の炉心タンクからの距離に応じた減衰の差によるものであった。評価された線量割合は、$$gamma$$線被ばくの正確な評価のために除外すべき擬似及び残留成分の寄与を定量的に明らかにした。

報告書

医療照射中ホウ素濃度の推定法の検討とその誤差評価

柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.

JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB

ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して$$pm$$4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。

論文

Development of PVB film for low-dose dosimetry in radiation processing

Solomon, H. M.*; 小嶋 拓治

Nucleus, 33, p.16 - 20, 2005/00

ポリブチルブチラル(PVB)と酸感応色素であるマラカイトグリーン(LMG)との混合によるフィルムに基づく低線量用線量計の開発を行った。フィルム線量計の感度を向上するために、抱水クロラール(RX)を添加した。LMGをPVB1gに対して9.07$$times$$10$$^{-5}$$モルとし、異なるRX:LMG比の試料を検討した。その結果、単位厚さあたりの吸光度(波長628nm)は、線量及びRX濃度とともに直線的に増加した。RXのLMGに対して10倍以上の場合では、PVB-LMG線量計システムは、$$^{60}$$Co $$gamma$$-線に対して1-100Gyの測定範囲を持つことが明らかとなった。

論文

Dose evaluation in criticality accident conditions using transient critical facilities fueled with a fissile solution

中村 剛実*; 外池 幸太郎; 三好 慶典

Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.483 - 486, 2004/09

https://doi.org/10.1093/rpd/nch348
 被引用回数：2 パーセンタイル：17.16(Environmental Sciences)

TLDを用いた線量測定・評価手法の研究を原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて行った。TLDによる周辺線量当量の測定結果は、解析によって得られる変換係数を用いて、組織吸収線量に換算することができる。この手法を用いて、フランスIRSNの過渡臨界実験装置SILENEでOECD/NEAとIRSNの共催で実施された臨界事故時線量評価国際比較試験(2002年6月10日$$sim$$21日)において、中性子線量と$$gamma$$線量の測定を行った。本報告ではこれらの測定結果を示す。

論文

Dyed Polyvinyl Chloride films for use as high-dose routine dosimeters in radiation processing

Mai, H. H.*; Duong, N. D.*; 小嶋 拓治

Radiation Physics and Chemistry, 69(5), p.439 - 444, 2004/04

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2003.08.006
 被引用回数：21 パーセンタイル：77.76(Chemistry, Physical)

放射線加工処理用実用線量計の使用を目的として、マラカイトグリーンまたは6GX-セトグロウシンを単独で0.11wt%含む厚さ約100$$mu$$mの2種の着色ポリ塩化ビニルフィルム(PVC)の特性を調べた。これらは、基本的には線量1-50kGyの範囲で$$^{60}$$Co $$gamma$$線照射により退色する。ともに、線量計の感度及び線量応答曲線の直線性は2.5%の抱水クロラール[CCl$$_3$$CH(OH)$$_2$$]と0.15%のハイドロキノン[HOC$$_6$$H$$_4$$OH]の添加により改良できた。また、これにより、食品照射や医用品の滅菌工程の品質保証をカバーする1kGyまで下限を拡張できる。両PVCフィルムの線量応答は、25$$^{circ}$$Cと比較して20-35$$^{circ}$$Cでは一定だが、35-55$$^{circ}$$Cでは温度係数(0.43$$pm$$0.01)%/$$^{circ}$$Cを持つ。照射前及び照射後60日間は線量計の特性は25$$^{circ}$$Cで1%以内で安定である。

論文

Development of combined system of Monte Carlo calculation and activation calculation for evaluation of decay $$gamma$$ ray dose rate in nuclear fusion reactor

佐藤 聡; 川崎 信夫*; 久米 悦雄; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.62 - 65, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875645

DT核融合炉において、遮蔽体を貫通するダクト周囲の崩壊$$gamma$$線線量率評価が重要課題である。崩壊$$gamma$$線線量率を精度よく評価するには、3次元モンテカルロ計算が必要である。誘導放射能の空間分布が崩壊$$gamma$$線輸送計算には必要であり、それらはACT-4やCINAC等の放射化計算コードを用いて中性子束分布から得られる。本研究では、モンテカルロ計算コードMCNPと放射化計算コードを結合し、崩壊$$gamma$$線線量率を評価するための系統的な計算システムを開発した。本システムでは、連続する3つの計算(モンテカルロ中性子輸送計算,放射化計算,モンテカルロ崩壊$$gamma$$線輸送計算)が系統的に行われる。本計算システムを検証するために、原研FNSを用いて森本らによって行われた崩壊$$gamma$$線線量率実験の測定結果と、計算値を比較した。本計算システムによって得られた結果は、測定結果と実験誤差(10%)の範囲内でよく一致している。本計算システムによって、核融合炉の崩壊$$gamma$$線線量率を高精度で評価可能であることが実証できた。また計算時間の飛躍的な短縮を計るため、発生線源へのバイアス化システムを開発し、本システムに組み込んでいる。単純な体系でのテスト計算の結果、2桁以上計算時間が短縮でき、開発したシステムの有効性を実証した。

論文

Applicability study on existing dosimetry systems to high-power Bremsstrahlung irradiation

Mehta, K.*; 小嶋 拓治; 須永 博美

Radiation Physics and Chemistry, 68(6), p.959 - 962, 2003/12

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2003.08.007
 被引用回数：3 パーセンタイル：25.75(Chemistry, Physical)

既存線量計システムの高出力制動放射線への適用性を線量相互比較を通して調べた。5MeV電子加速器から得た高出力制動放射線を用いて数種の線量計をファントム中で4-12kGy照射した。線量計には、3種のアラニン線量計と3種の液体化学線量計(硫酸セリウム,重クロム酸及びエタノールクロロベンゼン)及びグルタミン線量計を用いた。制動放射線に対する線量応答については、Co-60$$gamma$$線の校正曲線から線量値を決定した。いずれの線量計も3線量レベルの値は3%以内でよく一致し、高出力制動放射線にも応用できることが示された。

論文

Analysis of dose distribution for heavily exposed workers in the first criticality accident of Japan

遠藤 章; 山口 恭弘

Radiation Research, 159(4), p.535 - 542, 2003/04

https://doi.org/10.1667/0033-7587(2003)159[0535:AODDFH]2.0.CO;2
 被引用回数：14 パーセンタイル：39.81(Biology)

1999年9月、茨城県東海村において、日本で初めての臨界事故が発生した。この事故により、事故現場で作業をしていた2名の従業員が、核分裂反応により発生する中性子及び$$gamma$$線により、著しく不均等に被ばくした。この被ばく状況は、その後の2名の臨床経過に深く影響を及ぼした。本研究では、医療グループからの依頼により、計算シミュレーション手法を用いて被ばくした従業員の線量分布を詳細に解析した。本論文では、皮膚,胴体内部における中性子,$$gamma$$線の線量分布、さらにこれらを症状と対比し、これまでに知られている高線量被ばくによる症状との違いについて述べる。

論文

Dose assessment from activated sodium within a body in criticality accidents

高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘

Radiation Protection Dosimetry, 106(3), p.197 - 206, 2003/00

https://doi.org/10.1093/oxfordjournals.rpd.a006350
 被引用回数：4 パーセンタイル：31.59(Environmental Sciences)

臨界事故時の中性子被ばくによって、体内に生成される$$^{24}$$Naから全身平均吸収線量への迅速な換算に必要なデータを最近の手法を用いて解析した。核分裂性ウランを含む体系について、MCNP-4Bコードを用いて中性子及び$$gamma$$線エネルギースペクトルを計算した。また、MIRD-5型ファントム及び計算されたエネルギー分布を用いて、外部被ばくに対する全身線量及び体内における$$^{24}$$Naの生成量を計算シミュレーションにより解析した。初期の医療措置に必要なデータを供給するためには、中性子による被ばく線量の評価が重要となることがわかった。一方で、体内で発生する捕獲$$gamma$$線による線量は、被ばくの状況により変化しなかった。人体の燃料体に対する事故時における向き及び大きさが、線量換算へ与える影響も解析した。このほか、本研究は中性子線量から外部光子による線量を推定する場合、燃料体の大きさ及びそれを覆う材質の情報を必要とすることを明らかにした。

報告書

放射線輸送計算によるJCO臨界事故時の線量当量率分布評価

坂本 幸夫

JAERI-Research 2002-025, 34 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-025.pdf:1.91MB

原子力施設の防災対策では、施設内外での放射線の線量当量率分布及びエネルギースペクトルの評価が必要であり、施設独自の建家構造を考慮した詳細解析には3次元放射線輸送計算コードが有用なツールとなる。平成11年9月30日に発生したJCOウラン加工工場の臨界事故解析を、モンテカルロ法の放射線輸送計算コードで行い、線量率分布及びエネルギースペクトルの信頼性,敷地外側での線量率分布に影響する因子を検討した。事故現場の転換試験棟を直接見通すことのできる事務棟2階会議室での実測値を再現し、「中性子計数率の時間変化パターン」に従った臨界状態の出力を満たす放射線輸送計算の条件を検討した。壁材及び天井材に用いられている軽量気泡コンクリートに水分量を0.15g・cm$$^{-3}$$程度追加すれば、妥当な結果が得られることを見いだした。また、他のモニタリング位置に関してはファクター3の範囲内で実測値を再現できる値を得た。さらに、事故終息後の$$gamma$$線の線量当量率評価から、臨界直後の変動の大きい期間の核分裂数とその後の事故終息までの変動の小さい期間の核分裂数の比率を評価し、「中性子計数率の時間変化パターン」と矛盾のないことを確認した。

論文

Evaluation of shutdown $$gamma$$-ray dose rates around the duct penetration by three-dimensional Monte Carlo decay $$gamma$$-ray transport calculation with variance reduction method

佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1237 - 1246, 2002/11

https://doi.org/10.3327/jnst.39.1237
 被引用回数：27 パーセンタイル：83.19(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ダクト周囲の停止後$$gamma$$線線量率評価を目的に、モンテカルロ中性子及び崩壊$$gamma$$線輸送計算を応用した計算手法を提案した。即発$$gamma$$線スペクトルを崩壊$$gamma$$線スペクトルに置き換えることによりモンテカルロ崩壊$$gamma$$線輸送計算を行い、崩壊$$gamma$$線線量率を評価した。統計誤差を向上させるために、ウェイトウィンドウ法の応用と崩壊$$gamma$$線発生位置の特定による分散低減手法を提案した。本計算手法を用いて、ITERメンテナンス及びNBIダクトの遮蔽解析を行った。統計誤差の小さい計算解が得られ、遮蔽設計計算に対する本計算手法の有効性を実証した。また、中性子束の崩壊$$gamma$$線線量率換算係数の空間依存性が大きいことを明らかにし、精度良い評価を行うためには本計算手法が必要であることを指摘した。

報告書

HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果

高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信

JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB

HTTRの燃料体からの$$gamma$$線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。

論文

Summary of the JCO criticality accident in Tokai-mura and a dose assessment

田中 俊一

Journal of Radiation Research, 42(Suppl.), p.S1 - S9, 2002/00

1999年9月30日、JCO東海事業所の転換棟で臨界事故が発生し、約19時間にわたって臨界反応が持続した。この間の核分裂数は、約2.5x10$$^{18}$$と推測された。この事故によって3人のJCO従業員が重篤な被曝を受け、この内2名は致命的な被曝を受けた。住民234人、従業員169人、緊急作業者260人の被曝線量は、最大で48mSvであった。

論文

External doses in the environment from the Tokai-mura criticality accident

遠藤 章; 山口 恭弘; 坂本 幸夫; 吉澤 道夫; 津田 修一

Radiation Protection Dosimetry, 93(3), p.207 - 214, 2001/00

https://doi.org/10.1093/oxfordjournals.rpd.a006431
 被引用回数：6 パーセンタイル：44.06(Environmental Sciences)

JCO臨界事故における事故現場周辺の主たる放射線被ばくは、ウラン溶液が注がれた沈殿槽内の核分裂反応で発生した中性子及び$$gamma$$線によってもたらされた。そこで、周辺住民の線量を評価するために、JCO敷地内外におけるモニタリングデータ及び放射線輸送シミュレーション手法を用いて、周辺環境における中性子及び$$gamma$$線の線量当量を評価した。事故発生から終息までの期間における時刻及び距離ごとの積算線量を算出した。その結果、避難要請が行われた350m圏以遠の住民等の線量は、1mSv以下と推定された。本評価値は、家屋の遮蔽性能及び行動調査とあわせて、各個人の線量を推定するための基礎データとなった。

論文

Neutronics analysis of the ITER NB system; Nuclear responses of the components and shutdown dose around the NB injector

柴田 圭一郎*; 真木 紘一*; 井上 多加志*; 花田 磨砂也; 奥村 義和; 山下 泰郎*

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.357 - 362, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00263-5
 被引用回数：1 パーセンタイル：12.08(Nuclear Science & Technology)

ITERのNB装置は50MW,1MeVのD$$^{0}$$ビームをプラズマに入射し、プラズマ加熱,電流駆動のほか、プラズマに回転力を与える。ビームは、NBダクト及び幅0.58m高さ0.915mの断面を有する斜入射水平ポートからプラズマに入射される。NBダクトをストリーミングした核融合中性子及び$$gamma$$線により、加速管中のセラミックス絶縁材及び永久磁石等のNB構成機器が損傷を受ける。又、プラズマからの放射線照射によりNB構成機器が放射化される。そこで、今回の解析では、NB構成機器の核特性及び運転停止後のNB入射装置周囲の線量を二次元THIDAコードシステムにより求め、その計算精度を三次元モンテカルロMCNP-4Aを用いて評価した。ITER寿命中における絶縁材及び永久磁石の劣化は問題にならず、NB入射装置周囲の線量は40$$mu$$Sv/hとなり、人間による直接保守作業が可能であると考えられる。

論文

放射線加工レベル大線量校正用$$^{60}$$Co$$gamma$$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

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.48.247

原研では、放射線加工レベルの大吸収線量校正用$$^{60}$$Co$$gamma$$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$$pm$$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$$pm$$3.4%(95%信頼度相当)で線量を評価することが可能である。

論文

Uncertainty estimation in $$^{60}$$Co $$gamma$$-ray dosimetry at JAERI involving a two-way dose intercomparison study with NPL in the dose range 1-50kGy

小嶋 拓治; 橘 宏行; 羽田 徳之; 川島 郁男*; P.H.G.Sharpe*

Radiation Physics and Chemistry, 54(6), p.619 - 626, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0969-806X(98)00282-5
 被引用回数：10 パーセンタイル：60.61(Chemistry, Physical)

$$^{60}$$Co$$gamma$$線の高線量測定に関して、照射及び校正の手順全体を詳細に検討し、その不確かさを評価した。この結果、原研の校正システムを用いて与えられる線量における不確かさは2.2%(2$$sigma$$)であり、またアラニン/ESR線量計を用いたトランスファー線量測定における不確かさは3.4%(2$$sigma$$)であった。また、この不確かさの値を確かめるため、線量範囲1-50kGyにおいて英国物理研究所(NPL)と原研の間で、アラニン-PS(原研)、アラニン-パラフィン(NPL)及び重クロム酸(NPL)線量計をトランスファー線量計に用いた郵送による双方向の線量相互比較を行った。アラニン及び重クロム酸線量計のいずれを用いた場合も、NPL及び原研の線量値は約2%以内でよく一致し、これから原研における$$^{60}$$Co$$gamma$$線の線量測定において求めた不確かさの値の正当性が示された。

論文

The Gamma-ray response of clear polymethylmethacrylate dosimeter Radix RN15

小嶋 拓治; 羽田 徳之; 三友 昭市; 橘 宏行; 田中 隆一

Applied Radiation and Isotopes, 43(10), p.1197 - 1202, 1992/00

https://doi.org/10.1016/0883-2889(92)90194-J

放射線滅菌の工程管理への応用を目的として、バッチの異なる市販透明ポリメチルメタクリレート線量計Radix RN15$$^{TM}$$の基本的線量計特性を明らかにした。線量計の厚さ、紫外光吸収スペクトル及び放射線未照射時の吸光度のばらつきはいずれのバッチも小さく、従来のものに比らべ優れた品質をもっている。Radixは、湿度の影響を防ぐため袋に封入され使用されるが、照射中及び照射後の温度の影響を受ける。通常の使用条件下では、これらの寄与は5%以下と見積られた。線量応答曲線では、バッチにより特に高線量域でちがいが見られたが、いずれも0.5-50kGyの範囲でよい応答再現性が得られた。製造後3年経過した素子では、未照射時の吸光度変化は製造直後と比較して無視しうるほどであったが、25kGyにおける線量応答は、2%低い結果が得られた。

論文

Alanine dosimeters using polymers as binders

小島 拓治; 田中 隆一; 森田 洋右; 瀬口 忠男

Appl.Radiat.Isot., 37(6), p.517 - 520, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0883-2889(86)90158-9

DL-アラニン線量計に線量計としての多様性をもたせるため、媒体にポリマーを検討した。エチレン-プロピレンゴム,ポリエチレン及びポリスチレンを媒体に選び、10$$^{2}$$-3$$times$$10$$^{4}$$Gyの線量範囲の$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$gamma$$線について、ポリマー-アラニン線量計の特性を調べた。ポリマーの添加によって、プレドーズは若干増加したが、線量応答は添加しないものと変らず、またそのばらつきは小さい。80$$^{circ}$$C以上の温度では、数日間で線量応答は減少したが、通常の環境下ではよい安定性を示すことがわかった。

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