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報告書

Dose coefficients for radionuclides produced in high energy proton accelerator facilities; Coefficients for radionuclides not listed in ICRP publications

河合 勝雄; 遠藤 章; 野口 宏

JAERI-Data/Code 2002-013, 66 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-013.pdf:2.75MB
JAERI-Data-Code-2002-013-DoseCD.pdf:81.85MB

半減期10分以上の核種とそれらの娘核種の中でICRP Publicationに収録されていない核種、及び、核破砕中性子ターゲット中に生成される半減期10分未満の核種等、計334核種に対して、単位摂取量あたりの預託実効線量(線量係数)等を計算した。線量計算には、原研において既に整備されているDECDC、また、核破砕ターゲット中に生成される核種に対して、評価済核構造データファイル(ENSDF)から新たに編集した崩壊データライブラリを用いた。線量係数の計算は、ICRPの呼吸気道モデル及び体内動態モデルに基づいた計算コード“DOCAP"を用いて行った。計算した線量係数等は、ICRP Publ.68及び72と同一形式の表にまとめた。さらに、核種ごとに、作業者及び公衆の各年齢群について、10種類の粒径に対する吸入摂取,経口摂取,血液注入に対して計算した線量係数等の表をCD-ROM“DoseCD"に収録し、検索・閲覧できるように整備した。本研究により計算された線量係数等を、ICRPにより既に整備されている線量係数等と併せることにより、大強度陽子加速器施設において生成される多様な核種に対する内部被ばく線量評価に対応することが可能となった。

報告書

現行法令及びICRP Publ.68,72に掲載されていない核種の空気中濃度等の試算; JAERI-Data/Code 2000-001補遺

河合 勝雄; 遠藤 章

JAERI-Data/Code 2000-033, 59 Pages, 2000/10

JAERI-Data-Code-2000-033.pdf:3.35MB

現行法令に規定されている核種に関する国際放射線防護委員会(ICRP)の内部被ばく線量評価法に基づく「空気中濃度」、「排気中または空気中の濃度」、「排液中または排水中の濃度」の計算値については、JAERI-Data/Code 2000-001「ICRPの内部被ばく線量評価法に基づく空気中濃度等の試算」(2000年1月)として報告した。本報告では、JAERI-Data/Code 2000-001に報告した核種以外の、おもに加速器施設及び熱核融合実験炉の管理あるいは設計などにおいて、内部被ばく管理上重要と考えられる81元素248核種について、吸入摂取及び経口摂取した場合の線量係数を算出するとともに、「核種ごとの空気中濃度等」の試算値を示した。また、「核種ごとの濃度が規定されていない場合の空気中濃度等」を求め、JAERI-Data/Code 2000-001の当該空気中濃度値との比較結果を示した。

論文

新しい内部被ばく線量評価法による空気中濃度等の試算について

河合 勝雄

放計協ニュース, (25), p.2 - 6, 2000/03

本稿は、ICRP1990年勧告の国内法令取入れにあたっての放射線障害防止法告示別表第1及び2の改定を想定し、放射線審議会基本部会において検討された「外部被ばく内部被ばくの評価法にかかわる技術的指針」の示すところに従って、新たな内部被ばく線量評価法による作業者に対する空気中濃度及び公衆に対する排気中、排水中の濃度の試算について紹介する。

報告書

ICRPの内部被ばく線量評価法に基づく空気中濃度等の試算

河合 勝雄; 遠藤 章; 桑原 潤; 山口 武憲; 水下 誠一

JAERI-Data/Code 2000-001, p.87 - 0, 2000/01

JAERI-Data-Code-2000-001.pdf:5.11MB

本報告書は、ICRP1990年勧告の国内法令への取り入れについての検討に供することを目的に、ICRPの内部被ばく線量評価法に基づく放射性核種毎の作業者に対する空気中濃度及び一般公衆に対する排気中、排水中濃度の試算について報告するとともに、それらの試算値を放射線審議会基本部会の「外部被ばく及び内部被ばくの評価法にかかわる技術的指針」に示すところに従って書式化し、一覧表として掲載したものである。また、核種毎の濃度等が規定されていない場合の空気中濃度等を$$alpha$$線放出核種及び物理的半減期の区分毎に求めて掲載した。さらに、これらの試算において問題となったICRP刊行物間での放射性核種の吸収に関するパラメータの違いや化合物の表現方法等についても記述した。

論文

Experience of internal exposure monitoring using a precise whole-body counter, 2

木名瀬 栄; 河合 勝雄; 岡田 寿光*; 白石 明美; 大井 義弘; 水下 誠一

Health Physics, 76(4), p.443 - 444, 1999/04

本報告は、過去の大気圏核実験やチェルノブイリ事故によるフォールアウト放射性セシウムの人体内負荷量影響及びその見掛けの半減期、日本人成人男子の体内放射性セシウムの実効半減期について、原研の精密型全身カウンタ(我が国最初の全身カウンタである)を用い、測定調査した結果を述べるものである。

論文

Occupational exposure in Japan From 1976 to 1992

山口 武憲; 河合 勝雄

Radiation and Society:Comprehending Radiation Risk, 2(0), p.76 - 82, 1994/10

1976$$sim$$1992年度における日本の産業分野(原子力発電、医療、一般工業、非破壊検査、研究教育)で働く放射線業務従事者数、年平均線量、集団線量、及び主な被ばく低減対策について調査・解析した。また、個人線量分布を統計学的に解析するとともに、高被ばく者グループの被ばく要因についても調査した。1992年度の調査対象従事者約33万人の年平均個人線量は0.4mSv、集団線量は135man・Svであり、最も高かった1978年度の個人線量の34%に、集団線量も最大であった1981年度の67%にまで減少した。産業分野別では、原子力発電の年平均個人線量の減少割合が大きく、被ばく低減対策が積極的かつ効果的に実施されてきたことがわかる。医療分野の集団線量では1989年度から増加傾向にあるが、防護鉛エプロン着用者の線量評価法の変更、X線診断件数の増加等によると考えられる。

論文

日本における職業被ばくと線量低減

河合 勝雄; 山口 武憲; 佐々 陽一; 片桐 浩; 押野 昌夫

保健物理, 28, p.203 - 209, 1993/00

国際放射線防護委員会(ICRP)は、Publ.26を改訂し、1990年勧告として、新線量限度、線量拘束値等を示した。現在、この新勧告を我が国の法令に反映させるための検討が関係省庁において進められている。この時期に、我が国の職業被ばくの現状を把握しておくことは、原子力、放射線利用の産業分野における放射線防護計画の立案、被ばくの低減化を進めていく上において、またICRP勧告等の放射線防護基準への適応性を検討する上において重要である。本稿は、我が国の原子力、放射線利用の各分野(原子力発電、医療、工業及び研究・教育等)における過去15年間の職業被ばくに関して、施設数、従事者数及び従事者の年平均線量、集団線量の年度推移を明らかにするとともに、個人線量分布を解析し、各分野における被ばく低減化の現状と、1990年勧告の新線量限度を放射線防護法令に取り入れた場合の適応性について検討し解説したものである。

報告書

加速器施設で生成される核種の年摂取限度、濃度限度等の検証

須賀 新一; 外川 織彦; 田村 務*; 山口 勇吉; 河合 勝雄; 押野 昌夫

JAERI-M 92-110, 74 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-110.pdf:1.63MB

加速器から生成する放射性核種の中には、ICRP Publ.30で扱われていない核種も多い。それら78核種の年摂取限度がコードシステムPIEDEC-Rによって計算され、また関係法令に対応する濃度限度等を求める計算が東大核研グループによってなされた。その結果をまとめた論文の発表に先立って、計算の方法と結果を比較し、検証してみることが提案された。本報告は、その提案を受けて、上記78核種中の12核種を選び、コードシステムDOSDACを用いて、それらの年摂取限度を計算し、DOSDACとPIEDEC-Rの結果を比較したものである。また78核種について、PIEDEC-Rで計算された年摂取限度から空気中濃度限度等の算出についても計算結果を比較した。

報告書

電離放射線防護関係法令に準拠するためのアクチニド元素に関する単位摂取量当りの預託実効線量当量等の一覧表; JAERI-M87-172補遺

河合 勝雄; 外川 織彦; 山口 勇吉; 須賀 新一; 沼宮内 弼雄

JAERI-M 90-022, 16 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-022.pdf:0.92MB

本報告は、JAERI-M87-172に掲載した預託実効線量当量等の値を現行法令に準拠したものとするために、ICRP Publication48によって勧告されたアクチニド元素について、吸入あるいは径口摂取した場合の単位摂取量当りの預託実効線量当量及び非確率的影響によって年摂取限度が決まる預託組織線量当量を一覧表にまとめ、JAERI-M87-172の補遺として、放射線防護に関する線量算定の便に供するものである。

論文

Characteristics of internal and external exposure to workers by job in Japan Atomic Energy research Institute

赤石 準; 服部 隆充; 河合 勝雄; 橘 晴夫; 南 賢太郎; 須賀 新一

Proc. 7th Int. Conf. IRPA, p.1444 - 1447, 1988/00

日本原子力研究所の放射線作業者を組織区分によっていくつかの職種に分類し、作業者数、内部被曝と外部被曝の集団線量などの年度推移を調べた。その結果、外部被曝集団線量の最も高かった職種は、原子炉の運転・保守に従事する作業者であった。

報告書

ICRP Publication30に基づく単位摂取量当りの預託実効線量当量等の一覧表

河合 勝雄; 橘 晴夫; 服部 隆充; 須賀 新一

JAERI-M 87-172, 82 Pages, 1987/10

JAERI-M-87-172.pdf:3.52MB

国際放射線防護委員会(ICRP)は、Publication30に作業者による放射性核種の摂取の限度に関して勧告した。

報告書

直読式$$beta$$線吸収線量率測定器の開発,1; 特定波高値パルスの選択計数によるエネルギー依存性の平坦化

備後 一義; 千田 徹; 河合 勝雄

JAERI-M 6753, 26 Pages, 1976/10

JAERI-M-6753.pdf:0.89MB

プラスチックシンチレ-タを検出部とし、増幅器・SCA・線量率指示計からなる直読式$$beta$$線吸収線量測定器を開発した。人体表面での流量率が同じであっても不感層の厚さによって吸収線量率が異なる。このため、不感層の厚さに対応してSCAのディスクリレベル・ウィンド幅を変え特定の波高値を持つパルスのみを選択計数すると共に、高エネルギ-$$beta$$線であってもSCAの選択幅内に入るパルスの数が多くなるように薄いシンチレ-タ(40$$phi$$$$times$$2mmt)を用いる事によって、広いエネルギ-範囲で線量感度が一定になるようにした。不感層が7mg/cm$$^{2}$$である人体部位の線量率を測定する場合、最大エネルギ-が0.4~3.5MeVの$$beta$$線に対して測定器の線量感度は50cps/(mrad/hr)であり、$$pm$$15%で一定値である。不感層が40mg/cm$$^{2}$$の場合も、SCAの設定値を変える事によって、0.3~3.5MeVの範囲で線量感度を50cps/(mrad/hr)にすることができた。

論文

高感度エキソ電子線量計

大谷 暁; 河合 勝雄; 沼宮内 弼雄

放射線, 3(3), p.33 - 37, 1976/03

原研におけるエキソ電子放射を利用した高感度線量計の開発状況を紹介した。試作したエキソ電子測定装置の概略とBeO(Na)粉末素子に関する線量計としての特性およびBeO(Na)セラミック試料の活性化による特性の改善について述べた。

報告書

BeO:Naエクソ電子線量計,1; BeO:Naの$$gamma$$線に対するレスポンス

大谷 暁; 河合 勝雄; 沼宮内 弼雄

JAERI-M 5863, 16 Pages, 1974/10

JAERI-M-5863.pdf:0.73MB

BeOにNaをドープした(BeO:Na)試料のエクソ電子線量計としての特性と、試作した測定装置の特性について述べた。試料は500$$^{circ}$$Cで1時間アニールした後、$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$gamma$$線を照射し、ヒータで加熱昇温したとき放出されるエクソ電子をガスフロー型GM計数管で検出した。検出器は、ヒータの昇温速度が0.4~3.0$$^{circ}$$C/sec、加熱温度が室温~500$$^{circ}$$Cで動作する。エクソ電子の測定は積算値の計数、グロー曲線のアナログおよびディジタル記録などによって行った。BeO:Na粉末試料のグロー曲線は380$$^{circ}$$Cに主ピーク、460$$^{circ}$$Cに小ピークを示し、積算計数値の再現性は平均値の$$pm$$3以内であった。主ピークの積算計数値は、グロー曲線をガウス分布で近似し計数落しを補正した。その結果、試料のレスポンスは(線量)$$^{0}$$$$^{.}$$$$^{9}$$$$^{1}$$に比例し、0.01mRまで測定できることが明らかになった。表面にアカダックを塗布したセラミック試料の特性についても述べた。

報告書

Calculation of survival rates and effective inactivation cross sections of targets for fast neutrons based on microdose concept

沼宮内 弼雄; 大谷 暁; 河合 勝雄; 織田 暢夫*

JAERI 1208, 20 Pages, 1971/07

JAERI-1208.pdf:1.78MB

微現的線量概念にもとづいて、エネルギーが1~20MeVの速中性子線に対する標的の不活性化有効断面積と生存率をIBM-7044を用いて計算した。生存率はoneー、twoー、およびthreeーevents modelの標的について、速中性子数の入射エネルギー、En、デルタ約のcut-off エネルギー、n および平均厚みlをパラメータとして、それぞれの異なる組合せをした場合について求めた。標的速中性子線は、oneーtarget modelの生存率から決めた。

論文

Structure of Primary Energy Transfer for Fast Heavy Ions―I; Slowing-Down Spectra of Secondary Electrons in Water, Aluminum and Copper

沼宮内 弼雄; 河合 勝雄; N.オダ*; S.オオタニ*

Bull.Tokyo Institute of Technol., (102), p.85 - 95, 1970/00

抄録なし

報告書

Calculation of Survival Rates and Effective Inactivation Cross Sections of Targets for Heavy Charged Particles Based on Microdose Concept

沼宮内 弼雄; 大谷 暁; 河合 勝雄; 織田 暢夫*

JAERI 1180, 12 Pages, 1969/09

JAERI-1180.pdf:0.71MB

微視的線量概念にもとづいて、エネルギーが4~12MeV/amu、電荷が1~18の重荷電粒子対する標的不活性化有効断面積と生存率をIBM-7044を用いて計算した。生存率はoneーtwoーおよびthreeーevents modelの標的について、重荷電粒子の重荷電粒子の有効重荷Zeff、入射」エネルギーEp、8線のcut-offエネルギー$$eta$$、標的厚み をパラメータとして、それぞれ異なる組み合わせをした場合について求めた。InputとしてはZ(標的当りの附与エネルギー)を用いた、不活性化有効断面積は、oneーevent modelの場合についてのみ、生存率から求めた。

報告書

Calculation of Primary Energy Transfer and Effective Inactivation Cross Sections of Biological Targets for Heavy Charged Particles Based on Microdose Concept

沼宮内 弼雄; 大谷 暁; 河合 勝雄; 織田 暢夫*

JAERI 1179, 25 Pages, 1969/08

JAERI-1179.pdf:1.98MB

微視的線量概念にもとづいて、重荷電粒子水中巾微小飛跡中の一次的エネルギー付分布を、新たに開発した方法によってIBN-7044で計算した、入射荷電粒子の有効電荷(1$$sim$$18)、エネルギー(4$$sim$$12MeV/amu)、デルタ線のcut-offエネルギー(125$$sim$$1000eV)および標的の大きさ($$l$$/W=1/1000$$sim$$1/10、100$AA eV)$のすべての組合わせの場合について求めたエネルギー付与分布の情報を、一次的エネルギー付与の確率と、標的の大きさとの関数として表にまとめた。これらのデータから生物系にone-target modelを適用し、T-分布にもとづいた重荷電粒子に対する標的有効断面積と幾何学的断面積との比(Sett-So)を求め表にした。

報告書

マイクロドシメトリー; 新しい線量概念

沼宮内 弼雄; 大谷 暁; 河合 勝雄

JAERI 4047, 39 Pages, 1968/12

JAERI-4047.pdf:3.02MB

1962年、ICRUは線量の概念を明確にするため、基本的線量の単位をradとし、放射線防護のためには、QF(Quality Factor)、放射線生物学のためには、Relative Biological Effectiveness)を用いることを勧告した。線質効果のついては以前から、いろいろな面から問題点が提起されているが、放射線の物理、化学などの各領域の基礎的研究が進展するにつれて、放射線の線量-効果の関係から要求される線量概念として、これまでの、rad線量やQFの概念とは根本的に異なる微視的線量(micro-dose)の概念が新たに提案されるようになった。ここでは、これまでのrad線量に関する問題点を解明し、提案されているマイクロドシメトリーのうち、最も代表的なR$$_{O}$$$$_{S}$$$$_{S}$$$$_{I}$$とO$$_{D}$$$$_{A}$$の理論を紹介し、ドシメトリ-の今後の研究課題の問題点を明らかにした。

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