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論文

Measurements of the doses of eye lens for the workers of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

横山 須美*; 江崎 巌*; 立崎 英夫*; 立木 秀一*; 平尾 一茂*; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 星 勝也; 吉富 寛; 辻村 憲雄

Radiation Measurements, 138, p.106399_1 - 106399_5, 2020/11

In Japan, the possibility to change the current dose limit of the lens of the eye for the radiation workers working in the planned exposure situation (normal controlled situations) to a new ICRP dose limit was discussed. It was further discussed how to appropriately monitor and manage the equivalent dose of the eye lenses for these workers exposed to radiation at their workplaces, such as nuclear and medical facilities. Among the workers exposed to a high-dose radiation at the water storage flange tank deconstructed $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y dominant areas and the nuclear reactor buildings (high dose gamma-ray) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F-NPP), H$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(0.07) at the head and the chest (or the upper arm) were estimated by passive personal dosimeters using thermoluminescence dosimeters (TLDs) and radio photoluminescence glass dosimeters (RPLGDs). The relationship between H$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(0.07) along with the effects of the sites of wearing dosimeters on the head inside a full-face mask and the chest (or upper arm) were discussed.

論文

Evaluation of an ultra-thin plastic scintillator to detect alpha and beta particle contamination

森下 祐樹; 星 勝也; 鳥居 建男

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 966, p.163795_1 - 163795_8, 2020/06

これまでに、福島第一原子力発電所(FDNPS)の原子炉建屋でアルファおよび高$$beta$$粒子エミッターが検出された。FDNPS原子炉建屋の$$beta$$放射線レベルは非常に高いため、ガイガーミュラー(GM)カウンターなどの市販のベータ測量計では、$$beta$$汚染レベルを測定できない。この問題を解決するために、極薄のプラスチックシンチレータを使用して、アルファおよびベータ汚染の検出器を開発した。検出器の評価のため、7, 22, 24, 31, 39、および55$$mu$$mのさまざまな厚さの超薄型プラスチックシンチレータを準備した。それらの感度をテストするために、各シンチレータをガラスプレートと2インチの位置に敏感な光電子増倍管に光学的に結合し、アルファ, ベータ、またはガンマ線源に曝露した。アルファ分光法の結果は、厚さ55$$mu$$mのプラスチックシンチレータのみがアルファ粒子(5.5MeV)を完全に吸収し、半値全幅が16.7%であった。高ベータバックグラウンド下でのアルファイメージングの場合、厚さ7$$mu$$mのプラスチックシンチレータが最良の選択であり、アルファ対ベータ比が652であることがわかった。また、厚さ7$$mu$$mのプラスチックシンチレータは1MBq $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y線源に直接コンタクトして測定しても41.74$$pm$$0.93cpsのカウントレートであり、非常に低感度であるため飽和せずに測定を行うことが可能である。したがって、厚さ7$$mu$$mのプラスチックシンチレータを使用して、以前の方法では不可能だったFDNPSサイトのベータの表面汚染レベルをリアルタイムで直接測定することができる。

論文

Eye lens dosimetry for workers at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, 2; Field study using humanoid phantoms

辻村 憲雄; 星 勝也; 青木 克憲; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 横山 須美*

Radiation Measurements, 134, p.106305_1 - 106305_5, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

We performed a field study of eye lens dosimetry for workers involved in the decommissioning operation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. In this study, humanoid phantoms equipped with different personal dosemeters were placed at selected locations in the workplace. The experiment showed that $$H_{rm p}$$(3) at the head is about 20% higher than $$H_{rm p}$$(10) (or $$H_{rm p}$$(3)) at the trunk. This level of dose gradient is generally interpreted as being "almost uniform" in radiological control; therefore, tasks conducted in open areas with such relatively small dose gradients ($$sim$$1.2) will not require specific monitoring with eye lens dosemeters, except when the eye lens dose approaches the dose limit.

論文

Eye lens dosimetry for workers at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, 1; Laboratory study on the dosemeter position and the shielding effect of full face mask respirators

星 勝也; 吉富 寛; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 辻村 憲雄; 横山 須美*

Radiation Measurements, 134, p.106304_1 - 106304_5, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力規制庁の放射線安全規制研究戦略的推進事業において採択された「原子力・医療従事者等の標準的な水晶体の等価線量モニタリング、適切な管理・防護はどうあるべきか?水晶体被ばくの実態から探る」の一部である。本研究は2つのフェーズからなり、第一に光子に対する個人線量計の特性に関する実験室での照射試験、第二に福島第一原子力発電所の実際の作業環境で実施されたフィールド試験である。本稿は前者の研究結果について報告するものである。発電所において使用される全面マスクの遮へい効果及び線量計の装着位置依存性を明らかにするため、人体形状を精密に模擬したファントムの頭部に、水晶体線量評価用の線量計を装着し、ガンマ線及びエックス線校正場において照射試験を実施した。頭部に装着した個人線量計の指示値は、換算係数から計算される理論的な水晶体等価線量の$$pm$$20%以内に一致しており、取り付け位置の違いによる差は小さいことが確認された。また、照射した光子エネルギー範囲(83$$sim$$662keV)において、全面マスクの遮へい効果はほとんど期待できないことが分かった。

論文

A Remote continuous air monitoring system for measuring airborne alpha contamination

森下 祐樹; 宇佐美 博士; 古田 禄大; 青木 克憲; 鶴留 浩二; 星 勝也; 鳥居 建男

Radiation Protection Dosimetry, 189(2), p.172 - 181, 2020/04

遠隔$$alpha$$ダストモニタリング装置(RCAM)システムを開発した。RCAMシステムは、パーソナル$$alpha$$ダストモニターとロボットで構成した。パーソナル$$alpha$$ダストモニター(poCAMon, SARAD、ドイツ)は、400mm$$^{2}$$のイオン注入シリコン検出器と25mm$$phi$$のメンブレンエアフィルターで構成された。パーソナル$$alpha$$ダストモニターは、任意の測定時間間隔のアルファエネルギースペクトルを取得することが可能であった。実証測定は、瑞浪超深地層研究所(MIU)および換気の悪いコンクリートの建物で地下で行われた。RCAMシステムは遠隔操作され、相対湿度(RH)がほぼ100%であっても$$^{222}$$Rn子孫を正常に測定した。測定されたアルファスペクトルでは、$$^{218}$$Po(6.0MeVアルファ線)および$$^{214}$$Po(7.7MeVアルファ線)のピークが明確に識別された。我々の開発したモニターは、高ガンマ線環境または作業者が物理的に立ち入ることができない汚染場でのアルファダストモニタリングに有用である。

論文

Determination of emission rates and spectra of neutrons from $$^{241}$$Am-Li sources

星 勝也; 西野 翔; 吉田 忠義; 辻村 憲雄

JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011020_1 - 011020_6, 2019/01

核物質査察用装置に内蔵されていたAmLi線源を校正用線源として利用することを検討した。中性子放出率を決定するために可搬型ロングカウンタを用いてフルエンスの角度分布を取得した。中性子放出率は1.00$$times$$10$$^{6}$$n/s ($$pm$$4.1% (${it k}$=2)) (2015年10月23日時点)と決定された。また、ボナー球スペクトロメータを用いたエネルギースペクトル測定によって、線源から1.0mの周辺線量当量率は、7.5$$mu$$Sv/hと決定された。

論文

Study of the screening survey using an ambient dose equivalent rate survey meter in criticality accidentsy

星 勝也; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 栗原 治*; Kim, E.*; 矢島 千秋*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.152 - 155, 2019/01

When a criticality accident occurs, a screening survey to triage high-dose radiation exposed persons is performed. We have established a rapid method for the screening survey by measuring the $$gamma$$ dose rate mainly from $$^{24}$$Na on the victims' body surface with a conventional NaI(Tl) scintillation survey meter. In this study, a water-filled slab phantom containing NaCl was irradiated with neutrons from a $$^{252}$$Cf neutron source. The radioactivity concentration of $$^{24}$$Na produced in the phantom was determined by means of both $$gamma$$-ray spectrometry and simulations using the Monte Carlo N-Particle Transport Code. The ambient dose equivalent rates at the phantom's outer surface were simulated by the MCNP, and also were directly measured with a NaI(Tl) scintillation survey meter. From the experiments and calculations, we obtained the results that 1 Gy (neutron absorbed dose) corresponded to 18-76 $$mu$$Sv h$$^{-1}$$ (ambient dose equivalent rate) at the surface of the victim's body, which can be easily distinguished from normal background levels. Therefore, this method allows us to rapidly screen high-dose radiation exposed victims.

論文

Optimization of thickness of GAGG scintillator for detecting an alpha particle emitter in a field of high beta and gamma background

森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 純一*; 星 勝也; 鳥居 建男

Radiation Measurements, 112, p.1 - 5, 2018/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:18.88(Nuclear Science & Technology)

高線量$$beta$$$$gamma$$バックグランド下でプルトニウム同位体を検出するため、低$$beta$$$$gamma$$感度の$$alpha$$線検出器が必要となる。そこで、$$alpha$$線検出器のためのGAGGシンチレータの厚みの最適化を行った。0.05mm, 0.07mm, 0.1mmの厚みのシンチレータを用い、角厚みのシンチレータに対し$$alpha$$, $$beta$$, $$gamma$$線をそれぞれ照射し、波高スペクトルを得た。$$alpha$$線のエネルギー分解能は0.05mm厚のGAGGシンチレータが最も良かった。0.05mm、0.07mm、0.1mm、全ての厚みで$$gamma$$感度は問題とならなかった。$$beta$$感度は0.05mm厚のGAGGシンチレータを用いることで、0.1mm厚のGAGGシンチレータに対し1/100に減少した。したがって、0.05mm厚のGAGGシンチレータを用いた$$alpha$$線検出器は、高線量$$beta$$$$gamma$$バックグランド下でのプルトニウム同位体に検出に期待できる。

論文

Comprehensive study on the response of neutron dosimeters in various simulated workplace neutron calibration fields

西野 翔; 星 勝也; 辻村 憲雄; 古渡 意彦; 吉田 忠義

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1258 - 1263, 2017/11

連続中性子場における線量計の応答特性を理解するために、日本原子力研究開発機構の放射線標準施設棟(FRS)及び計測機器校正施設(ICF)に整備された種々の作業環境模擬中性子校正場において、形状・検出方式の異なる4種類の中性子サーベイメータの特性試験を実施した。その結果、1MeV以下のエネルギー領域にのみ中性子フルエンス分布をもつ校正場においては、いずれのサーベイメータも、中性子線量を大きく過大または過小評価することが分かった。本発表では、場の中性子スペクトルと線量計応答の関係を示し、中性子線量計の校正のあり方について議論を行う。

論文

Performance of Panasonic ZP-1460 electronic personal dosemeter under exposure conditions likely to be found at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也; 百瀬 琢麿

JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070008_1 - 070008_6, 2016/11

A study on the performance of the Panasonic ZP-1460 electronic personal dosemeter, the model used in the aftermath of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident in March 2011, was conducted under actual exposure situations likely encountered in the plant. The tests pertained to (1) the dose rate response over dose rates $$>$$100 mSv/h and (2) the angular response on an anthropomorphic phantom exposed to the rotational and isotropic irradiation geometries. The test results confirmed that the dosemeter provides H$$_{p}$$(10) as a reasonably close estimate of the effective dose for any exposure geometries. The dosemeter response data evaluated in this study can be utilized for converting dosemeter readings to the absorbed dose to any organs and tissues for epidemiologic purposes.

論文

The Evaluation of the 0.07 mm and 3 mm dose equivalent with a portable beta spectrometer

星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦

JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070009_1 - 070009_6, 2016/11

市販のスペクトロメータを使用して、いくつかのベータ核種についてスペクトルを測定した。得られたスペクトルの形状は理論値とよく一致した。パルス波高分布にエネルギーごとのICRP74の換算係数を乗じて、任意の深さの線量当量を評価した。スペクトルから評価した線量当量は線量率基準とよく一致した。

論文

Measurement of radioactive contamination on work clothing of workers engaged in decontamination operations

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也

JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070003_1 - 070003_7, 2016/11

To rationally judge the necessity of the contamination screening measurements required in the decontamination work regulations, a field study of the surface contamination density on the clothing of the workers engaged in decontamination operations was performed. The clothing and footwear of 20 workers was analyzed by high-purity germanium (HPGe) $$gamma$$-ray spectroscopy. The maximum radiocesium activities ($$^{134}$$Cs + $$^{137}$$Cs) observed were 3600, 1300, and 2100 Bq for the work clothing, gloves, and boots, respectively, and the derived surface contamination densities were below the regulatory limit of 40 Bq/cm$$^{2}$$. The results of this field study suggest that the upper bounds of the surface contamination density on the work clothing, gloves, and boots are predictable from the maximum soil loading density on the surface of clothing and footwear and the radioactivity concentration in soil at the site.

口頭

NaI(Tl)サーベイメータの校正における$$gamma$$線の室内散乱による影響の評価

星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 石川 久

no journal, , 

福島での原子力発電所事故以降、簡易で廉価な$$gamma$$線の線量当量率サーベイメータの需要が高まっている。NaI(Tl)シンチレータはエネルギー依存性をもつため、正確な測定にはエネルギー補償回路が必要となるが、廉価な測定器では補償回路を備えていないものも少なくない。本試験では、NaIサーベイメータの校正における散乱線寄与の基礎的データを取得するとともに、エネルギー補償回路の有無による室内散乱の影響の違いを明らかにする。エネルギー補償後の指示値に対する散乱線寄与率は線源高さに強く依存する。線源が床から近い場合、寄与率は距離に比例して増加した。距離の増加とともに直接線に対する散乱線の相対割合が増加するためである。線源を床から十分に離すと入射散乱線が少なくなるため距離に対する寄与率の変化は著しく緩やかになり、散乱線の影響を抑えることができる。一方、エネルギー補償前の信号の場合、距離に比例して寄与率は著しく増加した。低エネルギーほどNaIシンチレータの感度が高く、散乱線の影響を大きく受けるためである。エネルギー補償回路を持たない測定器を校正する場合は、室内散乱の影響に留意する必要がある。

口頭

$$gamma$$線サーベイメータの校正に及ぼす室内散乱の影響について

星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 石川 久

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設は、経験的に室内散乱線が少ないとされており、定量的な評価はされてこなかった。昨今、エネルギー依存性を補正しない測定器が散見され、これらの測定器を校正する場合、低エネルギーの室内散乱線の影響を受けると予想される。本研究では、校正施設の室内散乱線を定量・評価し、エネルギー補正の有無による室内散乱の影響の現れ方の違いを明らかにする。非コリメート線源を用いて放射線測定器を校正する場合、ISOは散乱線寄与率を5%未満にするよう規定している。一般的な測定器を模擬した条件(NaI(Tl)検出器、エネルギー補償後信号)で、線源高さ3.43m, $$^{137}$$Csで照射すると、線源検出器間距離が0.25-1.5mの範囲で寄与率は5%以内に抑えられる。簡易測定器の模擬条件(NaI(Tl)及びCsI(Tl)で検出、エネルギー補償前信号)、$$^{137}$$Cs線源で照射したとき、散乱線が抑制される条件(線源高さ3.43m)で照射しても、線源検出器間距離1.5mでの寄与率は22%と著しく増加した。散乱線が十分に抑制される校正場でも、エネルギー補正機能を備えない測定器の場合は、校正結果に対して室内散乱が無視できない影響を及ぼすことに留意すべきである。

口頭

広い照射野をもつ屋外$$gamma$$線照射場の構築

吉田 忠義; 星 勝也; 土子 泰弘*; 須藤 雄大*; 辻村 憲雄

no journal, , 

原子力事故などによって形成された広範囲にわたる放射性汚染場において、移動や線量率分布測定などに用いられる車両の遮蔽効果などを評価することを主目的とした、広い照射野をもつ屋外$$gamma$$線照射場を構築した。日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所の計測機器校正施設は、校正場の室内散乱線を抑制するため、遮蔽は建屋の壁面によらず、建屋周辺に巡らせた遮蔽用土堤によって行う構造をもつ。この建屋外まで放射線が飛来する構造を活用して、自動車全体に$$gamma$$線が照射できる照射場を整備した。照射に用いる$$^{137}$$Cs照射装置に装備された強度の異なる4つの線源を選択することにより、0.12$$sim$$320$$mu$$Sv/h(2014年4月1日現在)の照射を行うことができる。コリメータ開き角から見込まれる照射野直径は6.8mであり、このうち照射野中心の線量率から2%以内の均一性を有する範囲は、直径2mにわたる。前後方向についても$$pm$$15cmの範囲で線量率変化は2%以内であり、自動車の設置精度からみても十分な均一性を有していることを確認した。

口頭

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に係る個人線量の特性に関する調査,2; 線量計の特性

小島 尚美; 星 勝也; 山崎 巧; 高田 千恵; 高田 真志*

no journal, , 

地表面に放射性物質が概ね均一に分布する状況での個人線量計の応答特性を把握するため、$$^{137}$$Csの$$gamma$$線照射設備を用いて、3種類の体積の異なるファントム上に設置した国内外の5種類の電子式線量計を様々なジオメトリ(正面, 背面, 回転)で照射する実験を行った。この結果から、個人線量計の指示値に対する周辺線量当量H*(10)及び実効線量の関係等について考察した。

口頭

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に係る個人線量の特性に関する調査,4; 現地試験,2; 空間線量率, $$gamma$$線エネルギースペクトルの測定結果とファントム上の個人線量計の応答

山崎 巧; 高田 千恵; 中村 圭佑; 佐川 直貴; 星 勝也; 中川 貴博; 滝本 美咲; 谷村 嘉彦*; 高橋 史明; 百瀬 琢麿; et al.

no journal, , 

飯舘村,田村市,川内村において校正用PMMAファントム上に国内外の5種類の電子式個人線量計を設置し、線量計の読み取り値と$$gamma$$線サーベイメータを用いてファントム設置場所の空間線量率の測定値を得た。個人線量計の指示値Dpとファントム上に個人線量計を設置した時間から算定される空間線量Daの間には個人線量計の種類毎に一定の相関があり、Dp/Da=0.6-0.7の範囲であった。また、ファントムを設置した各地点において原子力機構が開発した$$gamma$$線エネルギースペクトロメータを用いて$$gamma$$線エネルギースペクトルを測定し、H*(10), 実効線量E(ROT)の推定値,個人線量計の指示値の関係について考察した。

口頭

サーベイメータの校正における$$gamma$$線の室内散乱による影響の評価

星 勝也

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設は、経験的に室内散乱線が少ないとされており、定量的な評価はされてこなかった。昨今、エネルギー依存性を補正しない測定器が散見され、これらの測定器を校正する場合、低エネルギーの室内散乱線の影響を受けると予想される。本研究では、校正施設の室内散乱線を定量・評価し、エネルギー補正の有無による室内散乱の影響の現れ方の違いを明らかにする。非コリメート線源を用いて放射線測定器を校正する場合、ISOは散乱線寄与率を5%未満にするよう規定している。一般的な測定器を模擬した条件(NaI(Tl)検出器、エネルギー補償後信号)で、線源高さ3.43m、Cs-137で照射すると、線源検出器間距離が0.25$$sim$$1.5mの範囲で寄与率は5%以内に抑えられる。簡易測定器の模擬条件(NaI(Tl)で検出、エネルギー補償前信号)、Cs-137線源で照射したとき、散乱線が抑制される条件(線源高さ3.43m)で照射しても、線源検出器間距離1.5mでの寄与率は22%と著しく増加した。散乱線が十分に抑制される校正場でも、エネルギー補正機能を備えない測定器の場合は、校正結果に対して室内散乱が無視できない影響を及ぼすことに留意すべきである。

口頭

除染等作業における被服への土壌の付着量に基づく放射性表面汚染密度の評価

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也

no journal, , 

一般的な作業服,手袋及び長靴への土壌の付着量を質量計測によって求め、除染等作業において高濃度汚染土壌(50万Bq/kg)を取り扱う場合に予測される放射性表面汚染密度を試算した。

口頭

局所的土壌汚染における土壌中放射性セシウム濃度と線量当量率の関係

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也

no journal, , 

除染等作業の現場から退出する労働者に対して表面汚染検査の実施要件を緩和できる条件を明確にすることを目的に、我々は、土壌中放射能濃度(Bq/g)と衣服への土の付着密度(g/cm$$^{2}$$)の乗算から衣服の放射性表面密度(Bq/cm$$^{2}$$)を推定する手法について検討を進めている。これにあたって、周辺線量当量率サーベイメータによる作業現場での測定から放射性セシウムの土壌中放射能濃度を大まかに推定可能かどうかモンテカルロ計算によって調べた。その結果、幅30cmの広がりをもったスポット状の汚染土や側溝の底にたまった汚染土については、線量当量率が5$$mu$$Sv/h未満であれば放射能濃度は50万Bq/kg(平成26年4月現在)を超えないと推定できることが分かった。

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