JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　22 件中 1件目～20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

第36回核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,2004年

谷内 茂康; 中村 仁一; 天谷 政樹; 中島 邦久; 小室 雄一; 中島 勝昭*; 小林 泰彦; 佐藤 忠*; 須賀 新一*; 野口 宏; et al.

JAERI-Review 2004-020, 61 Pages, 2004/09

JAERI-Review-2004-020.pdf:1.85MB

本報は、国家試験として実施されている核燃料取扱主任者試験問題(第36回、2004年)の解答例集である。その一部については、簡単な解説または参考文献を付記した。

報告書

核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,1999$$sim$$2003年

谷内 茂康; 佐藤 忠; 須賀 新一*; 小室 雄一; 内田 正明; 中島 邦久; 中村 仁一; 雨澤 博男; 大村 英昭*; 湊 和生; et al.

JAERI-Review 2003-025, 162 Pages, 2003/09

JAERI-Review-2003-025.pdf:5.96MB

国家資格試験として実施されている核燃料取扱主任者試験問題(第31回$$sim$$35回,1999$$sim$$2003年)の解答例集である。解答例によって、簡単な解説あるいは参考文献を付記した。

論文

防災指針における飲食物摂取制限指標の改定について

須賀 新一*; 市川 龍資*

保健物理, 35(4), p.449 - 466, 2000/12

https://doi.org/10.5453/jhps.35.449

原子力安全委員会の指針「原子力発電所等周辺の防災対策について」における飲食物摂取制限に関する指標が、1998年に改定された。改定指標では、従来からの放射性ヨウ素に対する指標の見直しに加え、チェルノブイル事故後の環境汚染が問題になった放射性セシウムについて指標が設けられた。また、再処理施設等を考慮して、プルトニウム及び超ウラン元素の$$alpha$$核種についても指標が設けられた。本報告では、改定指標の解釈とその算定根拠等について解説するとともに、飲食物の分類に対してとられた考え方、放射性セシウムに放射性ストロンチウムが伴うという取扱いなどについて説明した。

論文

呼吸気道の等価線量および荷重等価線量の計算手順

須賀 新一

新呼吸気道モデル ; 概要と解説, 0, p.93 - 100, 1995/03

この記事は、ICRP Publication66として最近刊行された新しい呼吸気道モデルの解説書の一部である。一般性を失わない程度に簡単化された計算手順のための例題について、数値の算出例および簡単化されたコンパートメント図を用いて解説したものである。

論文

ICRP Publication 63,放射線緊急時における公衆の防護のための介入に関する諸原則,解説

須賀 新一

保健物理, 29, p.65 - 71, 1994/00

https://doi.org/10.5453/jhps.29.65

本報は、ICRP Publ.63「放射線緊急時における公衆の防護のための介入に関する諸原則」の解説である。この刊行書は、1992年11月に、ICRP主委員会によって採択されたものである。原子力施設での万一の場合の放射線緊急時から放射線源紛失など規模の限られた事故までについて、介入を構成する防護措置、これを導入する際の線量介入レベル、計画、対応および防護措置適用の原則などについて、わかりやすく解説する。

論文

バイオアッセイによる被曝線量評価

須賀 新一

緊急時における線量評価と安全への対応; 放医研環境セミナーシリーズ No. 21, 0, p.106 - 120, 1994/00

内部被ばく発生に対応するためのバイオアッセイ試料の採取方法、前処理・化学分離方法の概説、代表的な検出限界及び被ばく線量の評価方法等について、手順を追って解説する。

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。

論文

放射性廃棄物処分の原則とその適用の考え方,5; 放射線防護の原則と適用

須賀 新一

日本原子力学会誌, 32(11), p.1055 - 1058, 1990/11

正当化、最適化、個人に対する線量制限(線量限度)は、ICRPの線量制限体系を構成する三つの基本原則として知られている。最適化は、放射線管理に関連して採用することが可能ないくつかの選択肢(オプション)のどれを選ぶか、という問題になる。放射性廃棄物の管理においても、関係諸基準に照らし、考慮すべき種々の要因についての選択肢の性能を(定量的あるいは定性的に)分析し、決定に至る手法が利用される。通常事象と確率的事象には、線量限度とリスク限度がそれぞれ適用される。そして、廃棄物管理という行為に対しては、線量上限値およびリスク上限値が考慮されよう。時間の尺度に関しては、将来の人類の負担となって行く放射性廃棄物からの被ばくを管理するための考え方について述べる。最後に、規制免除の原則に関する基準とその適用の考え方について簡単に解説する。

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。

論文

大規模原子力事故時の介入線量レベルの検討; IAEA諮問グループ会合

須賀 新一

日本原子力学会誌, 29(6), p.519 - 520, 1987/06

1987年2月2日から6日までウィーンのIAEA本部で開催された標題の諮問グループ会合の背景、検討内容及び結果のあらましを記したものである。

論文

ICRP Publication 46「固体放射性廃棄物の処分に対する放射線防護原則」の要約

須賀 新一; 赤石 準

保健物理, 22, p.73 - 79, 1987/00

https://doi.org/10.5453/jhps.22.73

ここで紹介するICRP Publication 46では、放射性廃棄物処分に伴う長期的様相に起因する放射線防護上の特殊性に対処するために、線量制限体系の拡張を行なっている。通常的もしくは予測できる事象または事象列からの線量と、自然の過程あるいは人間活動の結果として生起確率は低いが影響の重大な事象からの潜在的被曝との両者について考察が行われている。後者の確率的事象に対しては被曝線量による重篤な健康障害効果の確率とともに、その線量を受ける確立を考慮して、リスクに対する制限基準が確立された。

論文

NCRP第20回年会について

須賀 新一

保健物理, 19, p.280 - 285, 1984/00

NCRP(米国放射線防護・測定審議会)の第20回年会は、ワシントンDCの米国科学アカデミー会館において、1984年4月4日から5日までの2日間にわたって開催された。今回の主なテーマは、NCRPが検討を進めてきた放射線防護基本勧告案作成の基礎となる成果の総説および問題点の紹介であった。主要テーマのしめくくりの形で、NCRPのW.K.Sinclair会長は、新しい放射線防説のためのリスク評価システムと放射線防護についての基本勧告案との要約を説明した。本報は、これらの講演のうちのいくつかの要旨を記述したものである。

論文

$$beta$$-ray survey meter for measuring absorbed dose rate independently of $$beta$$-ray energy

備後 一義; 須賀 新一; 梶本 与一; 沼宮内 弼雄

Health Physics, 39(1), p.21 - 28, 1980/00

https://doi.org/10.1097/00004032-198007000-00002
 被引用回数：1 パーセンタイル：22.79(Environmental Sciences)

入射$$beta$$線のエネルギーにほぼ無関係に、線量率を直接測定評価可能な$$beta$$線用サーベィメータを開発した。このサーベィメータは、表面汚染検査計としても使用できる。最大エネルギー0.4MeV以上の$$beta$$線に対するレスポンスは$$pm$$10%で一定である。線量率の測定範囲は5$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(皮膚の線量率測定…表皮厚7mg/cm$$^{2}$$),3$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(指先の線量率測定…同40mg/cm$$^{2}$$)である。汚染検査計として使用するときの測定範囲は0.3~1.7$$times$$10$$^{3}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$・sec$$^{-}$$$$^{1}$$(2$$pi$$方向)である。

報告書

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの$$beta$$線特性試験,2; 皮膚汚染の線量率評価

須賀 新一; 備後 一義; 梶本 与一

JAERI-M 8141, 38 Pages, 1979/03

JAERI-M-8141.pdf:1.29MB

$$beta$$線放出核種によって皮膚が汚染した場合、皮膚の吸収線量を評価するための換算倍率を、市販の電離箱およびGMサーベイメータについて求めた。換算倍率は検出器の薄窓に装着したフィルタを開いた場合と閉じた場合の測定値の差から求めた。換算倍率の校正試験は、天然ウラン、$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{8}$$Auおよび$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{4}$$Tlの平面線源のそれぞれの面積を変化させて行った。電離箱型5器種では、換算倍率は、線源の直径が電離箱口径の約1.2倍以上で一定となるが、線源の直径がそれ以下になると、根源直径によって大きく変化することがわかった。電離箱型の換算倍率は、$$beta$$線最大エネルギー0.7~2.5MeVの範囲では、器種によらず、$$pm$$30%の範囲内で一致した。GM計数管型では、線源面積の他に、$$beta$$線のエネルギーにも依存し、最大エネルギー0.7~2.5MeVで、約3倍の変化があった。

論文

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの校正,2; 皮膚汚染の$$beta$$線線量率測定のための試験

須賀 新一; 備後 一義; 梶本 与一

保健物理, 14(1), p.1 - 10, 1979/00

https://doi.org/10.5453/jhps.14.1

電離箱型サーベィメータ5器種、GM計算管型サーベィメータ1器種について、皮膚汚染による線量率を測定するための校正試験を実施した。皮膚汚染による線量率を測定評価するには、皮膚表面から検出器前面までの距離を10mmに保ちながら、フィルタを開いた状態および閉じた状態で2度測定し、その差から正味の測定値を得る。線量率は、正味の測定値に換算倍率を乗ずることによって求める。換算倍率は線源の直径が小さいときには、直径の逆2乗にほぼ比例し、線源の直径が検出器の直径よりも大きくなるに従って徐々に一定の値に近づく。電離箱型サーベィメータの場合、換算倍率は$$pm$$30%差を容認すれば5器種とも同じ値となり、また、エネルギー依存性も無視できる。GM計数管型の場合は、エネルギー依存性があり、$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{4}$$Tl$$beta$$線線源に対する換算倍率は、天然ウラン$$beta$$線線源の場合の約3倍である。測定距離が10mmから$$pm$$2mm変化したとき換算倍率の変化は$$pm$$20%以内である。

論文

線量率直読式$$beta$$線用サーベイメータの開発

備後 一義; 須賀 新一; 上沢 輝夫; 梶本 与一; 武藤 貢; 沼宮内 弼雄

日本原子力学会誌, 21(8), p.668 - 675, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.21.668
 被引用回数：0

皮膚または指先の吸収線量率を直読可能なサーベィメータを開発した。このサーベィメータは表面汚染検査計としても使用可能である。吸収線量率測定に用いるとき、最大エネルギー0.4MeV以上の$$beta$$線に対する線量感度は$$pm$$10%範囲内で一定値である。吸収線量率の測定範囲は3.1$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(皮膚に対する線量率)および1.7$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(指先に対する線量率)である。表面汚染検査計として用いるとき、測定範囲は1.9$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$~1.7$$times$$10$$^{3}$$n/cm$$^{2}$$・sec(2$$pi$$方向)である(但し、汚染は厚さ27mg/cm$$^{2}$$のAlフィルタ付天然ウラン線源の場合と同じであると仮定した場合)。従来の50mm$$phi$$GM計数管型表面汚染検査計の測定範囲(1.7$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$~4.2$$times$$10$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$・sec)よりも、測定範囲が広く秀れている。

論文

サーベイメータによる放射化鋼材の放射能濃度の評価

神永 博史; 大久保 勝一; 須賀 新一; 梶本 与一

保健物理, 13(2), p.103 - 111, 1978/00

https://doi.org/10.5453/jhps.13.103

原子炉に設置された各種の実験装置、原子炉施設の解体、改造にともなって中性子照射を受けて放射化した金属や遮蔽材の廃棄物が生じる。これらの廃棄物の放射能濃度をサーベイメータで簡単に評価できれば、その重量から放射能を求めることができる。この目的のため、各種のサーベイメータについて放射化した鋼試料の放射能濃度を求める換算係数と、得られた換算係数とバックグランド計数率の関係から放射能濃度の検出限界値を求めた。放射能濃度を求める換算係数は直径10,20,30cm、厚さ0.9,1.8,2.7cmの鋼円盤および外径2.5cm、肉厚0.2cm、長さ50cmのステンレス鋼管について求めた。GM管を用いたサーベイメータの鋼円盤に対する検出限界放射能濃度は約10$$^{-}$$$$^{4}$$$$mu$$Ci/g以下であり、1in$$phi$$$$times$$1inのNaI(Tl)を用いたシンチレーションサーベイメータでは約10$$^{-}$$$$^{5}$$$$mu$$Ci/g以下であった。

論文

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの校正,1; 作業環境の$$beta$$線線量率測定のための試験

備後 一義; 梶本 与一; 須賀 新一

保健物理, 13(4), p.279 - 285, 1978/00

https://doi.org/10.5453/jhps.13.279

$$beta$$線の線量率を、フィルタを開いた状態および閉じた状態で測定したときのサーベィメータの指示値の差に、線量率への換算計数を乗ずることにより求める方法を採用し、この換算計数を決定するための試験を実施した。電離箱型サーベィメータの場合、体表面(表皮層7mg/cm$$^{2}$$)の線量率を求めるための換算計数は、$$beta$$線の最大エネルギーに依存して異なる値となることがわかった。しかし、指先(表皮層40mg/cm$$^{2}$$)の線量率を求めるときは、入射$$beta$$線の最大エネルギーに関係なく、換算計数の値として、4(mrad/h)/(mR/R)を採用することができる。GM計数管型サーベィメータの場合、換算計数は、電離箱型サーベィメータの場合よりも、$$beta$$線最大エネルギーに大きく依存することがわかった。

22 件中 1件目～20件目を表示