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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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(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

Relationship between LET and RBE values for Escherichia coil determined using carbon ion beams from the TIARA cyclotron and HIMAC synchrotron

今村 正浩*; 赤木 清*; 田中 敬正*; 今村 正人*; 水間 長代*; 小林 泰彦; 渡辺 宏; 蜂谷 みさを*; 明石 真言*; 古澤 佳也*; et al.

J. Gen. Appl. Microbiol., 43, p.175 - 177, 1997/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:33.8(Biotechnology & Applied Microbiology)

原研高崎研のTIARAのサイクロトロンからの炭素イオンビーム(LET=121keV/$$mu$$m)と放医研HIMACのシンクロトロンからの炭素イオンビーム(LET=80keV/$$mu$$m)を、生理食塩水に懸溶した大腸菌に照射し、生存率を測定した。更に、コバルト60の$$gamma$$線(LET=0.3keV/$$mu$$m)及びボロン10中性子捕獲による$$alpha$$線照射(LET=230keV/$$mu$$m)に対する生存率を調べ、10%生存率を与える線量の比から$$gamma$$線を基準にRBE(生物学的効果比)を算出してLETとの関係を調べたところ、大腸菌野生株ではLET=121keV/$$mu$$mでRBEが1.81となり、極大を示した。しかし、大腸菌のDNA修復欠損変異株であるKY85株(recA56$$^{-}$$)ではRBEのピークは見られなかった。

口頭

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染・内部被ばく事故,5; 被ばく線量評価

橋本 周; 高田 千恵; 高橋 聖; 鈴木 武彦; 高崎 浩司; 遠藤 章; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿; Kim, E.*; 栗原 治*; et al.

no journal, , 

燃料研究棟汚染事故対応における被ばく線量評価について紹介する。外部被ばく線量については、実効線量は作業者が着用していた個人線量計の測定結果に基づき、皮膚の等価線量は表面汚染の状況に基づき、それぞれ評価した。内部被ばく線量は二つのアプローチで評価した。便バイオアッセイ結果から、(1)体内摂取経路を仮定し、バイオアッセイ結果と肺モニタ測定結果の比較により評価パラメータを設定した内部被ばく線量評価、(2)現場の放射線状況や、作業状況に関する当事者へのインタビュー等の情報に基づき摂取放射性物質の性状や体内摂取経路の推定に基づく内部被ばく線量評価、をそれぞれ行った。両結果は整合しており、(1)のアプローチが妥当であることが示された。以上の結果から、被ばく線量を総合的に評価した。

口頭

東電福島第一原発緊急作業従事者の線量再構築のための尿中ヨウ素-129分析法の開発

横山 裕也; 藤田 博喜; 中野 政尚; 高田 千恵; 百瀬 琢麿; 栗原 治*; 明石 眞言*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、東電福島第一原子力発電所事故において緊急作業に従事した作業員の体外計測法による測定を事故発生後2か月から4か月程度経過した時期に実施したが、短半減期の$$^{131}$$Iは検出できず、その正確な内部被ばく線量評価には情報が不足したままである。しかし、当時の尿試料について$$^{131}$$Iの放射性同位体である長半減期の$$^{129}$$Iを検出することにより、$$^{131}$$Iとの同位体組成比からその摂取量及び線量を推定することができると考えられる。本研究では、その分析手法に係る検討を行った。尿試料に亜硫酸ナトリウムを添加することにより尿中ヨウ素をヨウ素イオン(I$$^{-}$$)とし、この溶液を硝酸形にしたイオン交換カラムに通すことによりヨウ素を樹脂へ吸着させ、次亜塩素酸ナトリウム溶液をカラムに通すことによりヨウ素を回収した。回収したヨウ素は誘導結合プラズマ質量分析計(ICP-MS)で測定し、分析前後のヨウ素量から回収率を求めた。分析回収率は24$$sim$$70%であり、実尿試料の回収率には大きなばらつきが生じることが確認された。

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