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論文

放射線管理におけるコンピュータ利用,4; 環境モニタリング

山本 峯澄

Radioisotopes, 43(4), p.244 - 260, 1994/04

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.43.244

原子炉施設、核燃料物質取扱施設等においては、エリアモニタ、ダストモニタ等を設置し、線量当量率、放射能濃度が連続監視され、また、周辺環境にはモニタリングポストを設置して、線量率の監視が実施されている。最近、これらの監視にはコンピュータを用いた集中監視装置が付設され、監視能力が強化されている。この集中監視システムの設計に係る考え方、あるべき機能を概説し、最新の設備であるNUCEFの集中監視システムを紹介するとともに、東海研環境モニタ監視システムについて述べた。

論文

Rules on radiation protection of tritium in Japan

村田 幹生; 山本 峯澄; 松下 紘三

Fusion Technology, 21, p.673 - 677, 1992/03

本国際学会の指定テーマとして依頼があった、日本におけるトリチウムの放射線防護に関する基準類および高レベルトリチウム取扱い施設のために特別に作成されている指針等について発表する。合わせて、トリチウム取扱施設(国内)からの環境放出の現状についてまとめた。また、トリチウムの大量取扱い時代にむけて、今後必要になると思われる基準等についてコメントする。

論文

Measurement of HTO permeability of materials for protective appliances

山本 英明; 友岡 仁*; 加藤 正平; 村田 幹生; 木内 伸幸; 山本 峯澄

Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. 1, p.467 - 470, 1992/00

トリチウム取り扱い時に被ばく防護のために用いられる防護具(グローブ、スーツ等)の性能評価等に資するため、防護具用素材のうち、高分子膜(ポリエチレン、ポリ塩化ビニル及びポリ酢酸ビニル)及びゴム膜(ウレタン、クロロプレン、ハイパロン、ブチル及び天然ゴム)の酸化トリチウム透過率パラメータ(透過係数・拡散係数及び溶解度)を測定した。これらの素材のうちでは、ポリエチレン及びブチルゴムの透過係数が比較的小さい値を示し、透過に対するバリアとしては秀れた素材であることがわかった。また、このような透過性能は、膜を乾燥することによって維持できることを明らかにした。

論文

放射線防護計測における最近の進歩と課題、3; 内部被曝モニタリング

藤田 稔*; 水下 誠一; 服部 隆充; 小泉 勝三*; 吉田 真; 山本 峯澄; 南 賢太郎

Radioisotopes, 39(4), p.178 - 187, 1990/04

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.39.4_178

体外計測法による内部被曝モニタリングには、全身カウンタによる全身負荷量の測定と、甲状腺モニタや肺モニタなどの装置による特定の器官吸着量の測定とがある。測定の対象が人間であるため遮蔽および検出器は必然的に大がかりとなり、また測定のために人を拘束できる時間は最大1時間である。測定の誤差は概ね20~50%である。内部被曝モニタリングには全身カウンタが最も多く用いられている。検出可能な体内量は$$^{137}$$Csに対して、精密型の全身カウンタでは30分の測定時間で30Bg以下であり、簡易型の全身カウンタでは2分の測定時間で200~1000Bgである。内部被曝線量の評価は、全身カウンタにより測定された体内量と科学技術庁告示別表第1に示されている年摂取限度との比較により簡便に評価することができる。より詳しい線量評価を行うためには追跡測定による体内残留の調査が行われる。

論文

Experiences in decontamination and reuse of the large-scale radiochemical laboratory and the research reactor in the Japan Atomic Energy Reseach Institute

山本 英明; 松下 紘三; 山本 峯澄

EPA-520/1-90-013, p.149 - 157, 1990/00

原研における原子力施設の除染・解体・再利用の際の経験を保健物理学的観点から検討し、その施設における残留放射能による健康影響の特徴及びその評価のために必要な事項を抽出して、残留放射能基準策定のための技術的基礎資料を提供する。

論文

Hybrid log-normal analysis of woker doses in special jobs at JRR-2 and JRR-3

熊沢 蕃; 松下 紘三; 山本 峯澄; 沼宮内 弼雄

7th Congress of the IRPA; Radiation Protection Practice, Vol. 1, p.589 - 592, 1988/00

本報は作業固有の作業者線量分布の性質を混成対数正規分布を用いて明らかにしたものである。使用したデーターはJRR-2での1次冷却系関連の修理作業及びJRR-3改造時の多種にわたる撤去作業の2つの放射線作業である。いづれの作業においても作業者の日線量及び累積線量は混成対数正規分布に適合していると考えられる。

論文

Dispersion and resuspension factors of radioactive dusts derived from air monitoring data in JAERI

松井 浩; 池沢 芳夫; 泉 幸男; 富居 博行; 小野寺 淳一; 穴沢 豊; 山本 峯澄; 吉田 芳和*

7th Int. Congress of the IRPA, Radiation Protection Practice, Vol. 2, p.673 - 676, 1988/00

放射性塵埃を発生する作業の内部被曝防護計画に必要な放射性塵埃の飛散率と再浮遊計数とについて、原研におけるこれまでの各種放射線モニタリングデータから求めたものを整理して報告する。対象とした主な放射線作業は、ホットラボにおける燃料切断、JPDRデコミッショニングにおける一次系配管の切断、廃棄物処理場における圧縮処理、プルトニウム研究棟における除染、等である。

論文

The present status of tritium monitoring and related studies at JAERI

野口 宏; 赤石 準; 山本 峯澄; 加藤 正平; 村田 幹生; 吉田 芳和

IAEA-TECDOC-440, p.83 - 91, 1987/00

原研のトリチウム取扱い施設(FNSおよびTPLなど)におけるトリチウムモニタリングおよび研究所周辺の環境中トリチウムモニタリングの現状を紹介するとともに、トリチウムの安全性に関連した研究として、トリチウム防護具用素材に対するトリチウム水蒸気透過率の測定、トリチウムガスのトリチウム水への転換、ならびにJRR-3のコンクリート中におけるトリチウム濃度分布の測定などについて報告する。

論文

塩化ナトリウム粒子を用いたフードからの漏洩濃度の測定

松下 紘三; 小林 誠; 宍戸 宣仁; 山本 峯澄

保健物理, 19(1), p.321 - 327, 1984/00

フード開口面風速が0.5m/s以下の場合のフードから室内への漏洩の程度及びフード前での作業者の行動、室への給気のフードからの漏洩に及ぼす影響をNaClエアロゾルを用いて調べた。0.4m/s以下の風速においては漏洩が認められた。風速の減少とともに作業者位置に漏洩するエアロゾルの濃度は増加した。一方0.5m/sにおいてはいずれの状態においても漏洩は検出されなかった。この時の濃度は検出限界濃度である単位発生率($$mu$$g/min)あたり8$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{2}$$$$mu$$g/cm$$^{3}$$以下であった。この値はフード内飛散量の1/10が室内に漏洩するして評価されていた室内濃度の1/4000であった。

論文

放射線管理の立場からみた放射線モニタ

山本 峯澄

保健物理, 15(4), p.295 - 305, 1980/00

https://doi.org/10.5453/jhps.15.295

エリアモニタ、臨界モニタ、室内空気汚染管理用モニタ、スタックガスモニタ、スタックダストモニタ、ハンドフットモニタなど設置型の放射線モニタについて、放射線モニタリング上の役割をあきらかにし、必要とされる性能、機能及び最近の放射線モニタの動向について解説した。

論文

原研における特殊作業時の管理と被曝低減対策

山本 峯澄; 吉田 芳和

KURRI-TR-193, p.13 - 20, 1978/00

原研原子力施設での放射線作業に対する管理体制、管理方式について述べるとともに、JPDR,JRR-2,ホットラボ等における改修工事、除染作業等の具体例をもとに、放射線、放射性汚染に対する防護方法を紹介し、原研における被曝低減策を述べた。また、作業現場において評価できる防護マクス着用試験法、放射性浮遊係数について経験をまとめた。

論文

シリカゲルを用いた排気トリチウム量の計測

山本 峯澄; 清木 義弘*; 水書 利雄

保健物理, 7(4), p.225 - 227, 1972/04

https://doi.org/10.5453/jhps.7.225

排気中トリチウム濃度の測定には水蒸気凝集法をこれまで用いてきたが、この方法にかわってシリカゲルを用いて捕集する方法を試験した。試験として、シリカゲルの水分吸着能力および吸湿シリカゲルから測定試料水を得る方法を調べた。その結果、シリカゲルを用いる方法は長期間の連続した捕集が可能であり、水試料も比較的容易に採集でき十分実用になることがわかった。

報告書

各国原子力施設における個人外部被曝線量の測定及び管理法の比較

宮永 一郎; 田ノ岡 宏; 山本 峯澄; 備後 一義; 西 健雄

JAERI 4035, 25 Pages, 1965/09

JAERI-4035.pdf:1.58MB

このレポートは、世界各国原子力施設における個人外部被曝線量の測定法、特にフィルムによる方法に主眼をおき、これらを最近の文献によって調査し、われわれが開発してきた原研方式と比較、検討した結果を取りまとめたものである。調査の対象国は文献入手の関係から、アメリカ、イギリス、カナダ、ドイツ、ソビエト、フランス、スペイン、デンマークに限られたが、世界の情勢を見るには十分であると考える。調査内容を、各国で使用しているフィルム、バッジの種類、構造、線量測定評価法、バッジ以外の測定器、被曝管理法に分け、各章に述べた。この結果から、原研方式には多くの優れてる点があることが認識された。

論文

Studies on silver activated metaphosphate glass as a personnel monitoring dosimeter

宮本 一郎*; 山本 峯澄*

Health Physics, 9, p.965 - 972, 1963/00

https://doi.org/10.1097/00004032-196310000-00001

抄録なし

論文

Principle and applications of equivalent dose expression in personnel monitoring photographic dosimetry

宮永 一郎; 山本 峯澄

Health Physics, 9, p.677 - 686, 1963/00

https://doi.org/10.1097/00004032-196307000-00001

抄録なし

論文

富士$$gamma$$線用バッジフィルムの$$beta$$線感度と$$beta$$線の被曝線量の評価

宮永 一郎; 備後 一義; 山本 峯澄

日本原子力学会誌, 5(6), p.497 - 503, 1963/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.5.497

放射線の外部被曝で、障害という点から重要なのは高エネルギ$$gamma$$線と速中性子とである。$$beta$$線や電子線は組識中の透過力がこれらにくらべで非常に小さいので、全身線量という意味では重要ではない。しかし大量の$$beta$$線源を取り扱う場合や、グローブボックス内での近接作業では、皮膚線量や目の水晶体線量として問題になってくる。また、$$gamma$$線源のみを取り扱うところでも、遮蔽体その他の物質からの散乱2次電子による被曝も同じような問題を提起する。

論文

The Thermal neutron responses of film and silver-activated phosphate glass and their measurement of combined thermal neutron and gamma radiation

宮永 一郎; 山本 峯澄; 備後 一義

日本原子力学会誌, 4(7), p.431 - 435, 1962/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.4.431

抄録なし

論文

$$^{3}$$$$^{2}$$S(n,p)$$^{3}$$$$^{2}$$P反応を利用する速中性子被曝線量の測定法

藤田 稔; 赤石 準; 山本 峯澄

Radioisotopes, 9(2), p.102 - 107, 1960/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.9.102

速中性子による被曝線量の測定は放射線管理上ほかの放射線-$$beta$$、$$gamma$$線および熱中性子線の被曝線量の測定とともに重要であり、とくに事故時には迅速に行なうことが要請される。速中性子線量の測定にはいろいろな核反応を利用することができるが、被曝線量の測定に利用するためにはthreshold energy、核反応断面積、生成する放射性核種の諸性質、すなわち放射線の種類、エネルギー、半減期などから総合的に考えて決定しなければならない。すなわち、被曝量の測定法としては、致死量から考えて1~1000remの範囲を精度よく測定できることが必要であり、この点から反応をみると、$$^{3}$$$$^{1}$$P(n,p)$$^{3}$$$$^{1}$$Siおよび$$^{3}$$$$^{2}$$S(n,p)$$^{3}$$$$^{2}$$P反応をとりあげることができる。この2つの反応はthreshold energyは約1MeV、核反応断面積は比較的に大きく、同時に起こる副反応も$$^{3}$$$$^{2}$$S(n,p)$$^{3}$$$$^{2}$$P反応にはなく、$$^{3}$$$$^{1}$$P(n,p)$$^{3}$$$$^{1}$$Si反応では(n,2n)反応が起こるが生成物の半減期が2.5分であるのでこの点は無視できる。この両反応で異なるのは生成する放射性核種の半減期で$$^{3}$$$$^{2}$$Pの半減期が14.3日であるのに比較して$$^{3}$$$$^{1}$$Siは約3時間であることである。これは短時間の被曝量を測定する場合にはこの両反応のいずれも利用することができるが、数時間以上にわたり被曝量を測定する場合には$$^{3}$$$$^{l}$$P(n,p)$$^{3}$$$$^{1}$$Si反応では生成する$$^{3}$$$$^{1}$$Siが減衰するのでこの場合には利用できない。筆者らはこれらの点から$$^{3}$$$$^{2}$$S(n,p)$$^{3}$$$$^{2}$$P反応を利用する方法について検討した。

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