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論文

Improvement of a metabolic model for iodine and consideration of a equivalent dose to the thyroid reduction factor for application to the OSCAAR code

木村 仁宣; 波戸 真治*; 松原 武史*; 菅野 光大*; 宗像 雅広

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11

体内での放射性ヨウ素及び安定ヨウ素の挙動をより現実的に評価するため、ヨウ素代謝モデル(Johnsonモデル)、ICRPの呼吸気道モデル(Publ.66)及び胃腸管モデル(Publ.30)を組み合わせることで新たなヨウ素代謝モデルを開発した。安定ヨウ素剤の服用による甲状腺被ばく低減係数(RF)は、安定ヨウ素剤の服用量や服用時期、ヨウ素同位体($$^{131}$$I-$$^{135}$$I)、年齢グループにより異なる。これらのパラメータを変化させてRFを計算し、OSCAARコードに適用するため、RFのデータベースを構築した。

論文

Evaluation of effective dose coefficient with variation of absorption fraction in gastrointestinal system for ingestion of radiocesium

Pratama, M. A.; 高原 省五; 波戸 真治*

保健物理, 52(3), p.200 - 209, 2017/09

本研究の目的は、胃腸管吸収率($$f_{1}$$ 値)の変動が預託実効線量換算係数にもたらす変化を特定することに加えて、年齢別に異なる$$f_{1}$$ 値に対する年齢別の預託実効線量換算係数を提供することである。この目的を達成するため、本研究では、$$f_{1}$$ 値を0から1の範囲で変化させて、1歳, 5歳および成人に対する預託実効線量換算係数を計算した。計算にはオークリッジ国立研究所の開発したDCALコードを利用した。この結果、吸収率が低くなると、他の年齢に比べて成人の換算係数が大きく減少することが分かった。これは、放射性セシウムが胃腸管で吸収された場合、その生物学的半減期は成人の方が長いため、1歳および5歳と比べて体内での被ばくが大きくなるためである。

論文

特異値分解を用いた放射性核種の摂取量推定

波戸 真治*; 木名瀬 栄

日本原子力学会和文論文誌, 15(3), p.146 - 150, 2016/09

It is significant to accurately estimate the intake quantity for the reliable internal exposure assessments. The intake quantity has been estimated by using least squares method. However, to conduct the least squares method, the number of radioactivity measurements must be more than the number of intakes. To remedy this restriction, this study suggests the estimation method using a singular value decomposition that is available regardless the relation of numbers between measurements and intakes. Moreover, this study introduces the procedure to calculate the intake quantity from the measurements with uncertainty.

論文

Evaluation of averted doses to members of the public by tap water restrictions after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Accident

木名瀬 栄; 木村 仁宣; 波戸 真治*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.5 - 8, 2014/04

After the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Accident, temporal changes in the concentration of the iodine 131 in tap water were studied using published data from several authorities in Fukushima, Ibaraki and Tokyo. Averted doses to members of the public due to intake of iodine 131 through tap water restrictions were also evaluated using an internal dose calculation code, DSYS-chronic. Consequently, it was found that the apparent half-life of iodine 131 in tap water was 2.8 days. The averted equivalent doses to the thyroids of members of the public-1-year-old children- were found to be a maximum value of 13.0 mSv in a local area of Fukushima. In comparison with Fukushima, the bottled water supplies might be a large sum of money regardless of the low doses in Tokyo. In conclusion, apart from the bottled water supplies, the tap water restrictions implemented by the authorities would be effective in the early phase of the emergency exposure situation.

論文

Development of internal dosimetry evaluation code for chronic exposure after intake of radionuclides

木村 仁宣; 木名瀬 栄; 波戸 真治*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.60 - 63, 2014/04

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident resulted in a wide range of radioactive contamination. The national government and local governments implemented food restrictions to reduce internal exposure from the intake of foodstuffs. It is important that the averted doses to the public are calculated and the effect of these protective actions is evaluated to improve the protective action strategy. Therefore, the assessment of internal doses for chronic exposures is needed because the public takes foodstuffs in daily life. In the present study, we develop the DSYS-chronic code to evaluate internal doses for the chronic exposures. The code has GI-tract model, respiratory tract model, and biokinetic and bioassay models for the ICRP. In the DSYS-chronic, internal doses can be evaluated for continuous or discontinuous intake. The present study shows the outline of the DSYS-chronic and the example of evaluation results of internal doses for the chronic exposures.

論文

Evaluation of retention and excretion function to members of the public for chronic intake of radionuclides

波戸 真治*; 木名瀬 栄; 木村 仁宣

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.36 - 38, 2014/04

After the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, the daily diet is of concern to expose internally through foodstuffs. To dispel the concern, it is important to measure the radiation in the bodies and to estimate internal doses. The radiation in the bodies of the Fukushima residents is measured by using whole body counting scanners. Predicted values of measured quantities (whole-body content and daily urinary excretion) are given as retention and excretion functions of time following a single intake in the ICRP's Publ.78. However, since the evaluation for internal doses due to chronic intake is required, these retention and excretion functions cannot apply. We developed the DSYS-Chronic code that can evaluate retention and excretion functions following a continuous inhalation or ingestion. The present study evaluates retention and excretion to members of the public for chronic intake using the DSYS-Chronic and examines the impact.

報告書

慢性摂取による内部被ばく線量評価コードの開発

木村 仁宣; 木名瀬 栄; 波戸 真治*

JAEA-Data/Code 2012-027, 27 Pages, 2013/02

JAEA-Data-Code-2012-027.pdf:2.33MB

福島第一原子力発電所事故が発生し、環境中に放出された放射性物質を長期間にわたり摂取し続ける、いわゆる慢性摂取による公衆の内部被ばくが懸念されたことから、慢性摂取に対し、最新知見に基づく信頼性の高い内部被ばく線量評価手法の確立が重要となった。内部被ばく線量係数計算システムDSYSは、原子力機構が開発したレベル3PSAコードOSCAARで公衆の内部被ばく線量を計算するために必要な線量係数を整備する支援コードであり、ICRPが規定した呼吸気道モデル(Publ.66)、胃腸管モデル(Publ.30)、代謝・体内動態モデル(Publ.30, 56, 67, 69, 71, 72)、膀胱モデル(Publ.67)及び線量評価モデル(Publ.56)に準拠したものである。しかし、DSYSは、急性摂取を仮定した上記のICRPの線量評価手法に基づく計算コードであるため、慢性摂取による体内の残留放射能、預託実効/等価線量などを評価するには適切なものではなかった。そこで、慢性摂取による線量評価手法を検討するとともにDSYSの機能を拡張することで、慢性摂取による内部被ばく線量評価コードDSYS-Chronicを開発した。本報告書では、DSYS-Chronicの概要とその評価例を示す。

論文

Internal dosimetry for continuous chronic intake of caesium-137 in cedar pollen after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

木名瀬 栄; 木村 仁宣; 波戸 真治*

Proceedings of International Symposium on Environmental monitoring and dose estimation of residents after accident of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 4 Pages, 2012/12

Internal dose assessments for chronic intake of caesium-137 in cedar pollen were carried out for adult residents in Fukushima, Ibaraki and Tokyo. Committed effective doses, retention and excretion functions for caesium-137 were evaluated using DSYS-chronic code. The observation period was from early February to the end of May 2012. Consequently, it was found that the committed effective doses for adults in Fukushima, Ibaraki and Tokyo were 1.6-1.8$$times$$10$$^{-9}$$ Sv, 4.5$$times$$10$$^{-10}$$ Sv and 3.0$$times$$10$$^{-10}$$ Sv, respectively. Retention and excretion functions for caesium-137 were found to be dependence on the times of intakes.

報告書

長期野外拡散試験データを用いた大気拡散モデルの妥当性評価

田村 淳二*; 城戸 寛子*; 波戸 真治; 本間 俊充

JAEA-Research 2008-103, 94 Pages, 2009/03

JAEA-Research-2008-103.pdf:48.02MB

従来の確率論的事故影響評価(PCA)コードでは、おもに計算コストの観点から直線プルーム型あるいはセグメントプルーム型の大気拡散モデルが広く採用されている。日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構)において開発されたPCAコードOSCAARでは、大気中の放射性物質の移流・拡散モデルとして、ガウス型の変動流跡線パフモデルが採用されている。OSCAARコードの大気拡散・沈着モデルのモデル構造に起因する不確実さを検討するために、米国コロラド州立大学により開発された詳細な地域気象モデルRAMS及び物質輸送モデルHYPACTを導入整備し、OSCAARコードとの比較解析を実施してきた。本研究では、OSCAARコード及びRAMS/HYPACTコードの大気拡散モデルの妥当性を、茨城県東海村周辺において実施された長期野外拡散試験の試験データを用いて検証した。拡散試験の試験結果と本試験を再現したOSCAARコード及びRAMS/HYPACTコードによる予測結果は、両モデルともに比較的良い一致を示した。また、本試験のような試験条件下での予測に対しては、両モデルはおおむね同程度のモデル性能を備えていることが示された。

報告書

内部被ばく線量係数計算システムDSYS-GUIのユーザーズマニュアル

波戸 真治; 寺門 正人*; 富田 賢一*; 本間 俊充

JAEA-Data/Code 2008-031, 75 Pages, 2009/03

JAEA-Data-Code-2008-031.pdf:3.73MB

本マニュアルは、国際放射線防護委員会(ICRP)のモデルに従った内部被ばく線量係数を計算するDSYS-GUIの操作マニュアルである。DSYS-GUIは2つのプログラムから構成されている。1つ目は計算条件の設定及び計算実行をウィザード形式で行うプログラムである。2つ目は、前者の計算結果を図表に表示するプログラムである。図表の表示にはMicrosoft Excelを利用している。このDSYS-GUIによって、内部被ばく線量係数の計算が簡単に実行でき、計算結果を直ちに図表化できるようになることによって、利便性が向上した。

報告書

狭域野外拡散試験データを用いた大気拡散モデルの妥当性の検討

波戸 真治; 本間 俊充

JAEA-Research 2008-094, 95 Pages, 2009/02

JAEA-Research-2008-094.pdf:11.89MB

1989・1990年に筑波山周辺において狭域野外拡散試験が旧日本原子力研究所によって実施され、トレーサーガスの濃度分布が測定された。本研究では、この濃度分布の実測値と簡易なガウスプルームモデル、及び詳細な物理法則が考慮されている気象予報/大気拡散コードであるRAMS/HYPACTによる評価値を比較し、モデルの妥当性を検討した。その結果、ガウスプルームモデルの方が放出点近傍で短時間の評価であるならば、複雑な地形であったとしてもRAMS/HYPACTに比べて、実測値の濃度分布をよく再現していた。この差異は、RAMSによる風速場の評価が実際の風速と異なっていることが原因だった。

論文

モデルの説明

木村 仁宣; 波戸 真治

日本保健物理学会専門研究会報告書シリーズ(インターネット), 6(2), p.36 - 42, 2008/04

国際放射線防護委員会(ICRP)は、1994年に刊行されたPubl.66のヒト呼吸気道モデル(HRTM)を補完するものとしてヒト消化管モデル(HATM)を開発し、2006年末にPubl.100として刊行した。HATMは、内部被ばく線量評価で使用されていたPubl.30の胃腸管モデルに取って代わる新しいモデルである。日本保健物理学会のICRP新消化管モデル専門研究会では、HATMに関して学会員の間で共通の理解を深める活動の一環として、Publ.100の解説書を作成した。著者らは、その一部として、Publ.100の第5章で説明されているHATMの構造やそれにかかわる物質の移行過程、また、Publ.30の胃腸管モデルとの比較について解説を行った。

論文

REIDAC; A Software package for retrospective dose assessment in internal contamination of radionuclides

栗原 治; 波戸 真治; 金井 克太; 高田 千恵; 高崎 浩司; 伊藤 公雄; 池田 浩*; 大枝 幹拓*; 黒澤 直弘*; 福津 久美子*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(10), p.1337 - 1346, 2007/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

放射性核種による体内汚染時において、放射線防護の観点から内部被ばく線量評価が必要となる。この目的のために、国際放射線防護委員会(ICRP)では、種々の放射性核種の線量係数や残留/排泄率を示している。しかしながら、これらの諸量は、代表的な条件でのみ計算されたものであり、事故時において体内汚染時の詳細な状況や個人の代謝特性等を考慮して遡及的に線量評価を行わなければならない場合には必ずしも十分ではない。本研究では、このような観点から、遡及的な詳細な線量評価を行うことを目的としたソフトウエア(REIDAC)の開発を行った。本論文では、REIDACの概要について紹介するとともに、検証結果及び具体的な適用例について示した。

論文

内部被曝線量評価システムの開発

波戸 真治; 本間 俊充

RIST News, (41), p.33 - 41, 2006/05

放射性核種を吸入や経口摂取したことによる内部被曝線量は、ICRPが刊行物等に示している線量係数により評価が行われる。これらICRPの示している線量係数は、預託期間が一般公衆で70歳まで、作業者で50年間である。生涯の評価の場合にはこれらの預託期間で十分であるが、原子力施設の事故評価では健康影響を推定する際のようにより詳細な評価が必要となる場合がある。このため、預託期間やその他のさまざまなパラメータを変えた線量係数を算出できる内部被曝線量評価システムを開発した。本報告では、内部被曝線量評価モデルの概要及び開発したシステムについて述べる。

報告書

原子炉事故時放射線影響解析で用いるための内部被曝線量係数

波戸 真治*; 本間 俊充

JAERI-Data/Code 2005-006, 549 Pages, 2005/09

JAERI-Data-Code-2005-006.pdf:33.24MB

日本原子力研究所が開発した確率論的事故影響評価(レベル3PSA)コードOSCAARでは、国際放射線防護委員会(ICRP)の刊行物Publication 30に基づく内部被曝線量換算係数を使用して公衆の被曝線量を評価してきた。ICRPはPublication 56で幾つかの放射性同位体に関して年齢依存の体内動態モデルを示し、それ以降、新しい呼吸気道モデル,その他の放射性同位体に関する年齢依存の体内動態モデル及び尿と糞への排泄モデルを示してきた。ICRPはたくさんの放射性核種に対する年齢依存の内部被曝線量係数をICRP刊行物に示してきたが、吸入及び経口摂取に関する預託実効線量係数だけをそれら刊行物に与えていた。OSCAARは公衆の早期の健康影響及び晩発性の健康影響を評価しているので、さまざまな積分時間に対する組織や器官の内部被曝線量係数が必要となる。本報告書は、これら新しいICRPモデルに基づき、OSCAARで使用するために開発したコードDSYSについて述べるとともに、OSCAARの計算で使用する54核種の内部被曝線量係数を与える。

論文

Uncertainty and sensitivity studies with the probabilistic accident consequence assessment code OSCAAR

本間 俊充; 富田 賢一*; 波戸 真治*

Nuclear Engineering and Technology, 37(3), p.245 - 258, 2005/06

本研究では、確率論的事故影響評価における気象条件等の自然のランダムネスに起因する統計的不確実さとモデルや入力パラメータに関する知識不足に起因する不確実さを取り上げ、OSCAARコードを敷地外住民個人の早期及び晩発性がん死亡リスクの不確実さ感度解析へ適用した。流跡線による拡散モデルに適合した新気象サンプリング手法を確立し、その統計的なばらつきについて検討した。OSCAARの65の入力パラメータを対象とした不確実さ伝播解析を実施し、サイト近傍の個人の早期及び晩発性がん死亡リスクの期待値の不確実さ幅を与えるとともに、感度解析に相関及び回帰に基づく指標を用い、不確実さに寄与する重要なパラメータを明らかにした。

口頭

ICRP Publ.100の人消化管モデルとPubl.30の胃腸管モデルの動態に関する比較検討

波戸 真治; 本間 俊充

no journal, , 

国際放射線防護委員会(ICRP)は、ICRP Publ.100(2006)で人消化管モデル(HATM)を公表した。HATMは、従前、内部被ばく線量評価で使用されていたPubl.30(1979)の胃腸管モデルに取って代わる新しいモデルである。Publ.30のモデルは作業者を対象としたモデルであったが、小腸から血液への吸収割合f1値に年齢依存を持たせることで一般公衆にも使用されていた。また、食道がモデル化されていないなどの問題があった。これらの問題点とPubl.30以降得られた知見によって、HATMが開発された。本発表ではHATMとPubl.30のモデルの器官残留量を数値計算により評価し、両モデルの違いを定量的に明らかにする。

口頭

確率逆変換手法による不確実さパラメータの導出; 内部被ばく線量係数の例

波戸 真治; 劉 峭; 本間 俊充

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では確率論的安全評価手法の高度化・開発整備の一環として、不確実さ・感度解析手法に関する研究を実施している。本解析では、欧州委員会と米国原子力規制委員会が共同で実施した確率論的事故影響評価(レベル3PSA)の不確実さに関する専門家判断情報をもとに、原子力機構で開発したレベル3PSAコードOSCAARに用いる入力パラメータの不確実さ分布を導出した。専門家判断情報はおもに物理量の主観確率によって構成される。専門家に直接、モデルの入力パラメータの不確実さを尋ねる場合と、関連するモデルの出力を尋ねる場合がある。前者はその分布を直接、不確実さ解析に使用することができるが、後者は確率逆変換によって入力パラメータの不確実さ分布に変換する必要がある。本発表では、専門家判断情報に基づいて確率逆変換によって、内部被ばく線量評価モデルの入力パラメータの不確実さ分布を導出し、OSCAARに用いる内部被ばく線量係数の不確実さ分布例を示す。

口頭

リスク評価モデルにおける不確実さ・感度解析,3; 感度解析複数の不確実さ重要度指標によるリスク評価モデルの重要な入力パラメータの摘出

劉 峭; 本間 俊充; 波戸 真治

no journal, , 

原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)により得られたリスク情報を安全性に関する意思決定に活用しようとする際、できるだけリスクの不確実さを減らす必要がある。そのため、限りある資源をリスクの不確実さへの寄与度の高い機器に配分するため、不確実さ重要度指標により機器の重要度評価を行う必要がある。本研究では、著者らが提出した重要度指標を含め、複数の指標をリスク評価モデルに適用し、モデルの入力変数の不確実さ重要度を評価した。その結果、各指標によるモデルの各入力変数の重要度順位が同じではないものの、複数の指標を使用することにより、重要度の高い入力変数選定の堅固度を向上することができる。

口頭

リスク評価モデルにおける不確実さ・感度解析,2; 専門家判断情報を用いたレベル3PSAの不確実さ・感度解析

本間 俊充; 波戸 真治; 劉 峭

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では確率論的安全評価手法の高度化・開発整備の一環として、不確実さ・感度解析手法に関する研究を実施している。本報告では、欧州委員会と米国原子力規制委員会が共同で実施したレベル3PSAコードの不確実さに関する専門家パネルの情報を中心に、原子力機構で開発したレベル3PSAコードOSCAARを用いた入力パラメータの不確実さ伝播解析及び感度解析を行った。その結果、主要な健康影響に関する不確実さ巾は気象条件に関する期待値をとった場合、95%値/5%値では100から1000程度と大きいが95%値/平均値では3から5程度であること、回帰/相関係数に基づく感度解析によると早期健康影響の不確実さに寄与するパラメータとしては呼吸率や建屋のフィルター係数、晩発性健康影響に対してはリスク係数が同定された。

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