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論文

小型OSL線量計のリングバッジへの応用

宮内 英明; 吉富 寛; 佐藤 義高; 高橋 史明; 橘 晴夫; 小林 育夫*; 鈴木 朗史*

日本放射線安全管理学会誌, 12(1), p.41 - 45, 2013/07

原子力科学研究所では、原子炉の使用済燃料を取り扱うような施設での除染作業等において、手の末端部の被ばく評価が重要となる。これまで、手の末端部の被ばく評価は、TLDを用いたリングバッジで線量を測定し実施してきた。今回われわれは、市販の小型光刺激ルミネセンス線量計の特性と形状に着目し、それをリングバッジに応用した(OSL型リングバッジ)。本リングバッジは、基準照射及びモンテカルロシミュレーション計算による特性検証結果が良好であり、$$beta$$線と$$gamma$$(X)線を精度良く分離し線量を評価できる。本投稿において、OSL型リングバッジの概要及び線量評価手法を紹介する。

報告書

OSL型リングバッジの開発

宮内 英明; 吉富 寛; 佐藤 義高; 橘 晴夫; 高橋 史明

JAEA-Technology 2010-050, 17 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-050.pdf:1.53MB

原子力規制関係法令では、外部被ばくによる線量が最大となるおそれのある部位が体幹部以外の部位である場合には、当該部位について測定することが定められており、原子力科学研究所においては熱ルミネセンス線量計を用いたリングバッジにより測定してきた。今回われわれは、小型の光刺激ルミネセンス線量計(OSL線量計)を用いた新たなリングバッジを開発し、照射試験及びモンテカルロシミュレーション計算によりその特性を検証し線量評価手法を確立した。

論文

Performance of the H$$_{p}$$(10) and H$$_{p}$$(0.07) measurable electronic pocket dosimeter for $$gamma$$- and $$beta$$-rays

高橋 聖; 関口 真人; 宮内 英明; 橘 晴夫; 吉澤 道夫; 加藤 徹*; 山口 明仁*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.225 - 228, 2008/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.16(Nuclear Science & Technology)

In this study, the H$$_{p}$$(10) and H$$_{p}$$(0.07) detectable electronic pocket dosimeter(EPD-101) manufactured by ALOKA CO., LTD. was examined for (1) energy dependences for $$gamma$$ and $$beta$$-rays and (2) applicability for actually personal dosimetry in the mixed radiation fields. The energy responses of EPD-101 were obtained by standard irradiation in the Facility of Radiation Standards in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The responses of EPD-101 were shown to be within $$pm$$20% in the irradiated energy range for the both radiations except for $$^{147}$$Pm emitting low-energy $$beta$$-rays. In order to examine the applicability of EPD-101 in actual radiation workplaces, measured values of EPD-101 were compared with those of two other types of dosimeters (glass dosimeters and thermoluminescence dosimeters) in hot cells of the Reactor Fuel Examination Facility in JAEA. As a result, EPD-101 showed lower dose for $$beta$$-ray and higher dose for $$gamma$$-ray than the other two dosimeters. The differences should be attributed to high-energy $$beta$$-emitting sources such as $$^{106}$$Ru-$$^{106}$$Rh in the facility.

論文

Statistics of individual doses of JAERI for the past 48 Years

関口 真人; 高橋 聖; 宮内 英明; 橘 晴夫; 小室 祐二*; 根本 喜代子*; 大川 伊久子*; 吉澤 道夫

Proceedings of 2nd Asian and Oceanic Congress Radiological Protection (AOCRP-2) (CD-ROM), p.114 - 117, 2006/10

日本原子力研究所では、設立の翌年(1957年)から放射線業務従事者の個人被ばく線量管理が開始された。本報告では、2005年に核燃料サイクル開発機構と統合し日本原子力研究開発機構が設立したのを機に、48年間の個人被ばくの統計(総線量,平均線量,最大線量及び線量分布等)をまとめた。1960年代は、施設のトラブルや改造に伴う被ばくが多く、総線量が1200人$$cdot$$mSvを超え平均線量も0.4mSvを超える年が多い。その後、線量低減が図られ、総線量は400人$$cdot$$mSv以下(ピーク時の約1/3)に、平均線量は0.04mSv程度(ピーク時の約1/10)まで減少した。ホットラボ施設における除染,施設の解体,実験設備の改造等による作業が多い近年においても、総線量はあまり増加していない。また、累積頻度の解析から、近年では、比較的被ばく線量の高い特定の作業者集団が存在することがわかった。

報告書

低レベル放射性濃縮廃液中の放射性炭素(14C)分析法の確立-アスファルト固化処理施設・工程試料の分析法

近藤 利幸; 宮内 賢二; 木村 之彦*; 大箕 英明*; 和地 勇

PNC-TN8410 93-050, 45 Pages, 1993/04

PNC-TN8410-93-050.pdf:0.97MB

放射性炭素(以下「14C」という。)は、$$beta$$-壊変により$$beta$$線を放出し5.7$$times$$103Yの半減期を有している放射性核種である。このため大気中に放出された場合、環境蓄積と食物連鎖を通して人への内部被曝という観点から放出に対して厳しく管理されている。そこでアスファルト固化処理施設(以下「Asp施設」という)では大気への放出量を管理するため、Asp施設工程内の14C挙動を明らかにするためにAsp施設工程内評価のための分析手法として低レベル放射性濃縮廃液(以下「濃縮廃液」という)に含まれる14C分析法の開発を行った。Asp固化処理液である濃縮廃液は、炭酸ナトリウムを始めとする多種・高濃度の塩及び核分裂生成物(FP)を含んでおり、高エネルギー$$gamma$$線・$$beta$$線の影響で14Cを直接測定することができない。したがって計測するに当たっては、これら妨害核種と分離する必要がある。そこで妨害核種との分離法として、炭酸塩(BaCO3)の形態で14Cを回収した後、硝酸(HNO3)によりガス化(CO2)し、水酸化ナトリウムに吸着させ再び純粋な炭酸塩(Na2CO2)として回収し、液体シンチレーションカウンター(LSC)で計測する法法を確立した。この分析法は、模擬廃液での回収率97%、14C濃度1.4$$times$$102Bq/mlにおける分析変動率(CV)は3.3%であった。Asp施設での92-M33-1キャンペーンにおける供給糟(V33)での分析変動率(CV)結果は6.1%であった。各貯糟での炭酸イオン濃度と14C濃度の相関量も一致していることから、今後14Cの施設内評価を行っていくうえで十分信頼性のある分析法であることが立証できた。合わせてAsp各貯糟の分析値からAsp固化施設での14C挙動の評価を行った。

報告書

低レベル放射性濃縮廃液中の129I測定法の確立ーアスファルト固化処理施設・工程試料の測定法ー

近藤 利幸; 宮内 賢二; 木村 之彦*; 大箕 英明*

PNC-TN8410 92-018, 30 Pages, 1991/11

PNC-TN8410-92-018.pdf:0.75MB

原子力発電に伴い生成する放射性ヨウ素溶液を正確に定量する方法としては、存在するヨウ素を還元剤で一度ヨウ素イオンに原子価調整する方法が一部で知られていた。しかし、再処理施設等で検討したデータ、レポート等の文献がない状況であったが、アスファルト固化処理施設での低レベル放射性濃縮液処理の過程で揮発するヨウ素を正確に定量する方法の検討を実施した。アスファルト固化処理施設の廃液中に存在する放射性ヨウ素は129Iのみであり、その存在形態は、ほとんどがヨウ素イオンであると考えられていた。しかし、最近ヨウ素イオンの他に相当量のヨウ素酸イオンが含まれていることが判った。そのため、従来行われていたヨウ素イオンに着目した分析法では、全放射性ヨウ素(129I)を評価するには十分ではなく、ヨウ素酸イオンも含めた分析法を確立する必要性が生じた。本報は、特に廃液中のヨウ素酸イオンをヨウ素イオンに還元した後、酸化してヨウ素(I2)として四塩化炭素に抽出し回収することを目的として分析法を検討したものである。その結果は、次の通りである。アスファルト固化処理施設の廃液中の全ヨウ素量の約90%を回収することができ、分析変動率(1$$sigma$$)が$$pm$$10%以内で分析可能であり低レベル放射性濃縮廃液中の129I量の把握において有効な分析方法である。

論文

Effects of residual radioactivity in recycled materials on scientific and industrial equipments

加藤 正平; 山本 英明; 熊沢 蕃; 沼宮内 弼雄

EPA-520/1-90-013, p.266 - 280, 1990/00

原子炉施設のデコミッショニングで発生する有用金属を再利用することにより発生する可能性のある残留放射能による理学工業機器に対する影響を調べる。特にLSI、高感度写真フィルム及び低バックグランド放射線測定器に対してはその可能性があることを明らかにし、その経済的影響の評価法を検討した。

口頭

電子化様式を用いた放射線管理手帳の運用

宮内 英明; 関口 真人; 高橋 聖; 安田 孝行; 橘 晴夫; 吉澤 道夫

no journal, , 

原子力機構原子力科学研究所では、平成18年度から電子化様式を用いた新しい形式の放射線管理手帳(放射線従事者中央登録センター承認)の運用を開始したので報告する。この新しい手帳は、パソコン対応の電子ファイル化した様式を用い、出力された記録をバインダーに綴じ込む方式であることが特徴である。これらにより、各綴込み様式の変更及び記録の作成が容易になり、業務の効率化が図られた。近年、共同利用施設の増加とともに、複数の研究施設を利用する放射線業務従事者が増えている。本形式の放射線管理手帳は、このような放射線業務従事者の個人線量の的確な管理、並びに特殊健康診断及び教育訓練の把握に有効と考えられる。

口頭

ICRP標準人を考慮した全身カウンタの校正手法の開発

高橋 聖; 木名瀬 栄; 宮内 英明; 橘 晴夫; 大井 義弘; 山口 武憲; Kramer, R.*

no journal, , 

国際放射線防護委員会(ICRP)は、2007年新勧告(Publication 103)において、内部被ばく実効線量係数はICRP標準人に対して導出されると明記した。これに対して、内部被ばくの測定に使用される全身カウンタは、ほとんどが簡易幾何形状体積線源を用いて校正されており、人体形状と明らかな違いがある。今回われわれは、ICRP標準人である成人男性及び女性の人体形状と同等のボクセルファントムを用いてシミュレーション計算を行うことによって、原子力科学研究所に設置している全身カウンタの計数効率を求めた。このICRP標準人を考慮した校正手法を用いることにより、より信頼性の高い内部被ばく線量評価が可能になると考える。

口頭

個人線量管理サーバ連携システムの整備

宮内 英明; 吉富 寛; 赤崎 友彦; 橘 晴夫; 鈴木 隆

no journal, , 

原子力科学研究所では、旧日本原子力研究所から受け継いだ「個人被ばくデータ管理システム」を用い、放射線業務従事者の被ばく線量データの登録管理を実施してきた。個人線量管理サーバ連携システムは、日本原子力研究開発機構における放射線管理方式の統一や合理化の検討結果を念頭に、平成18年度から段階的に整備を進め、平成22年度にすべての機能が整い、平成23年度から本格運用を開始した。本システムは、3台のパソコンサーバで構成し、操作性の簡便化、人事情報システム及び健康診断システムと連携したデータ共用による合理化を図った各種機能を備えている。本システムの整備により、作業効率及びデータの正確性が向上し、より的確な個人線量管理の遂行が可能になった。

口頭

福島支援活動にかかわる福島派遣者の個人モニタリング

鈴木 武彦; 村山 卓; 宮内 英明; 佐藤 義高; 大井 義弘; 橘 晴夫; 吉富 寛

no journal, , 

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、東京電力福島第一原子力発電所の事故に対し、環境モニタリング,民家除染等の支援活動を行っている。これら支援活動では、外部被ばく及び内部被ばくのおそれがあったため、支援活動を行う派遣者を対象として、派遣期間中の個人モニタリングを実施している。個人モニタリングの実施にあたり、環境バックグラウンドレベルが上昇したことによる影響を考慮し、平常時とは異なる測定,評価方法で行った。被ばく線量の評価に用いた方法等を紹介する。

口頭

OSL線量計を用いた放射線管理; 環境$$gamma$$線モニタリングへの適用性

大倉 毅史; 大石 哲也; 宮内 英明; 吉富 寛; 橘 晴夫; 東 大輔; 鈴木 朗史*; 小林 育夫*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、原子炉施設等の周辺において積算線量計(ガラス線量計(SC-1))を用いた環境$$gamma$$線モニタリングを実施している。各種素子による環境$$gamma$$線モニタリングの適用性を確認することは、緊急的に広範にわたりモニタリングを実施するうえでも重要であると考える。そこで、個人被ばく管理用の素子として既に実用化されている長瀬ランダウアによるOSL線量計の、環境$$gamma$$線モニタリングへの適用可能性を検討した。OSL線量計とガラス線量計との、3か月間の並行配置による比較測定を1年間にわたり実施した。その結果、OSL線量計は、3か月間配置では、広範囲の環境$$gamma$$線モニタリングに適用可能な素子性能をガラス線量計と同程度に有していることを確認した。しかし、読み取り機の精度や手法に起因すると思われる測定値のバラツキ,素子間のバラツキがガラス線量計より大きかった。今後、バラツキの原因を調査し、安定したモニタリング手法の確立を目指す。

口頭

OSL線量計を用いた放射線管理「末端部被ばく線量測定」

吉富 寛; 宮内 英明; 佐藤 義高; 野嶋 峻; 橘 晴夫; 鈴木 隆; 高橋 史明; 小林 育夫*; 鈴木 朗史*

no journal, , 

原子力機構原子力科学研究所では、従来熱ルミネセンス素子を用いたリングバッジ(TLRD)により、末端部(手)の被ばく線量を測定してきた。発表者らは、繰返し読取りが可能であることなど、TLRDと比較して多くの利点を有するOSL線量計を用いたリングバッジ(以下、「OSLRD」という。)を開発し、これまでに既にその特性を明らかにした。原子力科学研究所では、末端部被ばく線量評価を必要とするさまざまな場があり、それぞれに対応できる柔軟な線量評価手法の確立が課題であった。そこで、原子力科学研究所におけるOSLRDの運用に向けて、課題であった線量評価手法を確立し、またフィールド試験によりその性能を確認した。これらの成果をもとにして、平成23年1月から原子力科学研究所においてOSLRDの運用を開始した。

口頭

福島県住民を対象としたホールボディカウンタ測定

中川 貴博; 高田 千恵; 金井 克太; 村山 卓; 宮内 英明; 鈴木 武彦; 佐藤 義高; 永崎 博子; 今橋 淳史; 磯崎 航平; et al.

no journal, , 

福島県からの委託により、平成23年7月11日からホールボディーカウンタによる福島県住民の内部被ばく測定を実施している。評価対象核種は、$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Csである。測定対象年齢は4歳以上とし、4歳未満の場合は、事故時に避難行動が同じであった家族等を測定した。平成23年7月11日$$sim$$平成24年1月31日の期間(フェーズ1)は、最初に放射性物質の放出があった平成23年3月12日に吸入摂取をしたと仮定し、預託実効線量を評価した。フェーズ1における測定者数は9,927人で、線量は最大で3mSvであった。成人の$$^{134}$$Csと$$^{137}$$Csの全身残留量の相関関係には、強い相関が見られ、この分布の平均的な比は1.31であった。この比は、環境中への放出量と半減期から推定される値とよく一致した。なお、$$^{131}$$Iが検出された例はなかった。なお、平成24年2月1日から実施している日常的な摂取での線量評価(フェーズ2)の実績については、発表当日に報告する。

口頭

校正用標準$$beta$$線源の線源構造に違いによる個人線量計校正への影響評価

吉富 寛; 立部 洋介; 古渡 意彦; 川井 啓一; 宮内 英明; 吉澤 道夫

no journal, , 

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所には、ISO6980-1:2006で規定された線源構造の異なる2つの$$beta$$線標準校正場がある。$$beta$$線は連続スペクトルを持ち、周囲の物質により容易に散乱・吸収されるため、線源構造が校正場の線質に影響することが考えられる。しかしながら、異なる校正場であっても、同一線源核種で、$$beta$$線校正場の指標の1つである$$beta$$線残留最大エネルギーが同じ場合は、被校正物は同じ応答を示すことが期待される。そこで、両方の$$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y校正場において、ガラス線量計,OSL線量計及びEPDに対する応答を比較した。その結果、ガラス線量計では、20%程度応答に違いがみられた。発表では、これらの結果を踏まえて、両校正場の校正用標準$$beta$$線源の線源構造の違いが、校正場の$$beta$$線スペクトルに及ぼす影響について検討し、それらが個人線量計の校正に対してどのような影響を与えるのかを考察する。

口頭

小型OSL線量計のリングバッジへの応用

宮内 英明; 吉富 寛; 高橋 史明; 橘 晴夫; 鈴木 朗史; 佐藤 義高*; 小林 育夫*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、原子炉の使用済燃料を取り扱うような施設での除染作業等において、手の末端部の被ばく評価が重要となる。これまで、手の末端部の被ばく評価は、TLDを用いたリングバッジで線量を測定し実施してきた。今回我々は、市販の小型光刺激ルミネセンス線量計の特性と形状に着目し、それをリングバッジに応用した(OSL型リングバッジ)。本リングバッジは、基準照射及びモンテカルロシミュレーション計算による特性検証結果が良好であり、$$beta$$線と$$gamma$$(X)線を精度よく分離し線量を評価できる。また、平成24年度から運用を開始しており、不具合等の報告はない。

口頭

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染・内部被ばく事故における作業者の半面マスク汚染状況調査

加藤 祥成; 橋本 周; 宮内 英明; 安宗 貴志; 小川 竜一郎; 後藤 真悟; 落合 行弘*; 松井 淳季

no journal, , 

平成29年6月6日、大洗研究開発センター燃料研究棟108号室にて発生した汚染・内部被ばく事故について、作業員5名(それぞれ、作業員A$$sim$$Eとする。)の内部被ばく経路を推定するため、作業員が着用していた半面マスクに着目し、以下の項目について測定及び調査を実施した。(1)ペンシル型測定器を用いた半面マスク面体接顔部の汚染の相対強度分布の測定、(2)イメージングプレートを用いた半面マスク面体接顔部の汚染分布の測定、(3)フィルタカートリッジホルダー(内部)から採取したスミヤの$$alpha$$線測定、(4)面体(顔側)から採取したスミヤと給排気弁の$$alpha$$線測定。調査の結果、作業中に着用していたマスクについて、作業員B, C, D, Eの半面マスク接顔部の広い範囲で汚染が確認された。また、交換後の半面マスクについては、作業員Eが着用していたものと考えられるマスクから高い汚染が確認された。フィルタカートリッジ内側に汚染は認められないことから、フィルタの健全性が確認された。

口頭

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染・内部被ばく事故,3; 作業員の被ばく評価にかかる放射線管理情報等の測定及び調査

加藤 祥成; 橋本 周; 宮内 英明; 安宗 貴志; 前田 英太; 高崎 浩司; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿

no journal, , 

本発表では、主として作業員の内部被ばく線量評価及び内部被ばく経路の推定に資するために実施した種々の測定手法及び結果について報告する。作業員が着用していた半面マスクについて調査した結果、半面マスク接顔部の広い範囲で汚染が確認された。このことから、樹脂製の袋が破裂した際に直接浴びたPu等の粒子及び顔面に付着した汚染が、半面マスクと顔面の間に入り込み、内部被ばくを引き起こした可能性が高いと推定した。

口頭

大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染; イメージングプレートを用いた飛散粒子の空気力学的放射能中央径の調査

安宗 貴志; 加藤 祥成; 前田 英太; 宮内 英明; 橋本 周; 高崎 浩司

no journal, , 

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの燃料研究棟における事故の状況調査のため、事故現場である燃料研究棟108号室から取得したスミヤ試料及びダストフィルタをイメージングプレートにより測定し、貯蔵容器から飛散した放射性物質の空気力学的放射能中央径が5$$mu$$m以上と評価された。

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