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-ray visualization survey meter in high gamma and neutron background environment坪田 陽一; 小林 賢二; 石井 達也; 平戸 未彩紀; 塩谷 聡; 中川 貴博
Radiation Protection Dosimetry, 200(16-18), p.1676 - 1680, 2024/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)福島第一原子力発電所(FDNPS、1F)の廃止措置では、作業員が建屋内の構造物の撤去、放射能汚染の監視、建屋内の除染を行っている。作業員のスーツ表面の汚染を測定するため、高
・
線バックグラウンド環境下での核種の表面放射能汚染を測定・可視化できる手持ち式サーベイメータを開発した。核種を選択的に測定するために、薄膜ZnS:Agシンチレータ、多チャンネル光電子増倍管(MA-PMT)、MA-PMTの各チャンネルの個別増幅回路と計数回路からなる線用の手持ち式サーベイメータを設計・試作した。線計数性能試験の結果、試作機は2.1 
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cpmでも計数飽和せず、それを超える線の計数が可能であることが示された。また、線応答試験では、高強度の線源(1Sv/h以上と推定)に近接しても線応答はなかった。今後は、軽量化・小型化を図るとともに、汚染環境下での実機検証を行い、可用性を高めていく計画である。
平戸 未彩紀*; 横谷 明徳*; 馬場 祐治*; 森 聖治*; 藤井 健太郎*; 和田 真一*; 泉 雄大*; 芳賀 芳範
Physical Chemistry Chemical Physics, 25(21), p.14836 - 14847, 2023/05
被引用回数：2 パーセンタイル：14.71(Chemistry, Physical)To understand the mechanism underlying the high radio-sensitization of living cells possessing brominated genomic DNA, X-ray photoelectron spectroscopy was used. It was found that the bromine atom significantly reduced the energy gap between the valence and conduction states, although the core level states were not greatly affected.
平戸 未彩紀*; 鬼澤 美智*; 馬場 祐治*; 芳賀 芳範; 藤井 健太郎*; 和田 真一*; 横谷 明徳*
International Journal of Radiation Biology, 99(1), p.82 - 88, 2023/01
被引用回数：2 パーセンタイル：14.40(Biology)The electronic properties of DNA-related molecules containing Br were investigated by X-ray spectroscopy and specific heat measurement. Our results suggest that the Br atom may not contribute substantially to the LUMO and core-level electronic states of the molecule, but rather to the microscopic states related to the excitation of lattice vibrations, which may be involved in valence electronic states.
嘉藤 達樹; 富岡 哲史; 佐々木 一樹; 平戸 未彩紀; 山下 大智; 今橋 淳史; 吉田 忠義
no journal, ,
『(2)ホット試験による計算モデルの検証』においては、平板線源上にろ紙付着物を配置し、付着物量の増加に伴う放射線の検出率の評価を行った。しかし、実際には放射性物質を含んだろ紙付着物がろ紙表面に堆積している状態であると考えられる。そのため、それらを模擬した計算体系を組み、ろ紙付着物の量を変化させ、核種(
Am)と核種(
Sr/Y, 
Cs)の検出率の変化を確認した。核種においてはろ紙付着物量の変化に伴う検出率の減少は見られなかったが、核種においては検出率の減少が確認された。また、福島第一原子力発電所(1F)に存在していると考えられる核種のうち、東海再処理施設における受け入れ時の使用済み燃料のORIGEN計算を参考にし、核種存在比が比較的高い核種から選定して計算を行った。その結果、エネルギーが低い線核種においては、付着物量の増加による検出率の減少が確認された。本研究から、線(Sr/Y, Cs)においては、1Fにおけるろ紙付着物量及び屋外でのろ紙付着物量片側95%上限値の範囲では、ろ紙付着物の影響を考慮する必要がないことが確認できた。低エネルギー線核種においては、付着物量の増加により検出率が減少するが、1Fでは高エネルギー線核種と同伴していると考えられるため、放射線管理上の問題はない。線(Am)においては、1Fにおいて得られたろ紙付着物量における検出率は約80%、屋外でのろ紙付着物量片側95%上限値の範囲では、検出率が約50%まで減少することが確認できた。後者の場合、使用する測定器の検出下限値が2倍となるが、測定器の検出下限値がAmの空気中濃度限度の100分の1を超えることはない。線の汚染が発生する場所では基本的に全面マスク等の着用が必要となるため、作業計画策定時におけるマスク選定の際には防護係数を踏まえた上で、裕度をもって選択することを推奨する。
平戸 未彩紀; 佐川 直貴; 高瀬 龍弥; 山本 和也
no journal, ,
令和3年4月1日の法改正により、放射線業務従事者の眼の水晶体における等価線量限度が1年間につき150mSvから1年間につき50mSvおよび5年間につき100mSvに引き下げられ、核燃料サイクル工学研究所プルトニウム取扱施設における水晶体被ばく線量の低減が課題となっている。医療従事者向けの放射線防護メガネの利用は有効な対策であるが、重量、メガネ酔い、サイズ適合性といった課題が残った。本研究では、これらの課題を解決するため、見やすさや顔への装着性を重視し、作業員の眼の水晶体被ばく線量を低減することを目的に、市販のフレーム形状の異なる3種類のメガネを選定し、その各メガネに対し、ガラスレンズの鉛当量変更(0.75mmPbから0.5mmPb)による軽量化と眼の水晶体の防護効果を高めるためのフレーム周囲の遮へい体追加を施した試作品を製作した。この試作品に対し、放射線防護の性能を評価した。3種類の試作品の装着性を評価し、最も装着性の良いものを選択した。しかし、このメガネには、正面、側面レンズ及びフレーム下部に鉛遮へいが施されているものの、フレーム上部の遮へいが施されていなかったため、多方向からの放射線入射がある実作業環境を考慮し、フレーム上部に0.5mmPbの鉛シートを貼り付けた。このフレーム上部への鉛シートの追加前後の2種類のメガネに対して、左右の内側及び外側に水晶体用線量計を取り付け、ファントムを用いて実作業環境(プルトニウム取扱施設内のグローブボックスのうち、遮へいパネル設置ポート前または非設置ポート前)および放射線校正場での照射試験を実施した。このうち、校正場での照射試験では、ファントムの正面、側方、上方30度の3方向からAm-241による線照射を行い、入射方向の違いによるメガネの低減効果を検証した。被ばく低減効果の評価は、水晶体用線量計の内外比から実施した。その結果、改良後のメガネは、実作業環境で最大約8割低減、校正場での照射試験(上部からの照射)で約6割の被ばく低減効果を示した。これらの結果から、全周フレーム遮へいは低エネルギーの線(Am-241)に対する高い防護効果をもたらすことが確認できた。
嘉藤 達樹; 平戸 未彩紀; 松尾 一樹; 高橋 映奈; 田村 健; 永岡 美佳; 山崎 巧; 中川 貴博
no journal, ,
【背景・目的】原子力施設における放射線管理において、スミヤろ紙や空気ろ紙試料の放射能を放射能測定装置で測定する際、ろ紙上に測定対象である核種や核種とともにダストや水が付着した場合、低レベルの放射能測定ではその影響が問題となる。そこで本研究では、放射能評価の精度向上を目指し、ろ紙の放射能測定におけるダストや水分の影響及び不確かさの評価を行った。本発表では、模擬汚染試料を用いた試験から求めたダスト及び水分量と減衰率の相関関係、ろ紙測定に係る相対不確かさについて報告する。【方法】核種(Am-241 (1Bq、10Bq))、核種(Sr-90 (10Bq、50Bq)、Cs-137 (10Bq))の各RI標準溶液をろ紙(HE-40T)に染み込ませ、模擬汚染試料を作製した。作製した模擬汚染試料を乾燥させた後、ラミネートフィルムで覆い、その上からダストを模擬した試験用粉体(関東ローム(焼成品)、密度3.0g/cm
)又は水を塗布し、粉体量又は水分量を変化させたとき(粉体量: 0
8.5mg/cm
、水分量: 027mg/cm)の試料の計数値の減衰率を次式から算出した。減衰率[%]=(塗布量を変化させたろ紙の計数値/塗布なしのろ紙の計数値)100また、得られた結果から算出した計数に係る不確かさと測定器の校正用線源の放射能の不確さより相対不確かさ(k=2)を求めた。【結果・考察】試験から、粉体量及び水分量の変化と減衰率の関係、放射能測定に係る不確かさを評価した。線測定では線測定よりも、粉体・水分の影響を大きく受け、ろ紙上の粉体量が約6.5mg/cmのときには減衰率は約40%であった。また、線測定よりも線測定では相対不確かさが大きくなった。以上のことから、線測定はわずかなダストや水分でも影響を受け、放射能評価が過小になる恐れがあるため、試料の乾燥等の処理が重要と考える。また、線測定ではダスト・水分からの影響は小さいが、放射能の減衰は無視できないため、計数率とダスト・水分量の相関関係の実測に基づく補正が重要である。
佐々木 一樹; 富岡 哲史; 嘉藤 達樹; 平戸 未彩紀; 山下 大智; 今橋 淳史; 吉田 忠義
no journal, ,
ろ紙付着物による放射能測定評価に及ぼす影響を評価するために、PHITS(Ver.3.26)を用いて、直径48mm、厚さ0.41mmのセルロース製ろ紙、ろ紙上の付着物、及びろ紙と同一径の検出器(線はZnS(Ag)シンチレータ、線はプラスチックシンチレータ)からなる計算体系をモデリングした。この計算体系において、線放出核種(Am)及び線放出核種(Sr、Cs)をろ紙中に一様分布させ線源とした。一様な二酸化ケイ素(SiO
)3.0mg/cm又は水(HO)1.0mg/cmからなる付着物の厚さを変化させた際の検出器有感層中でのエネルギーデポジット10keV以上の反応数を計数率に見立て、付着物有り無しでの比をとることで検出率とした。モデリングした計算体系を検証するための実証試験として、ろ紙付着物が載っている模擬汚染試料の放射能測定を行った。模擬汚染試料はAm、Sr/Y、及びCsのRI溶液をそれぞれ均一に浸透させたろ紙を使用した。ろ紙付着物である一様な二酸化ケイ素又は水については、それぞれの構成する原子の組成が近いシートで代用し、模擬汚染試料の上に設置した。付着物量の変化はシート枚数を変化させることで模擬した。この実証試験による結果は、線放出核種については、付着物量及び付着物の種類にかかわらず、PHITSによる検出率の計算結果とよく一致していることを確認した。一方、線放出核種(Am)についてであるが、先行研究で実施したろ紙付着物(粉体及び水)を模擬汚染試料に載せたものを測定した結果を、今回モデリングした一様な付着物体系での検出率と比較したところ、Amについてはろ紙付着物が一様に載らず隙間を有していることから、ほとんど一致しなかった。そこで、粒径が30
mの粉体が均一に並んだ計算体系をモデリングして検出率を計算した結果、先行研究の実証試験結果とおおむね一致することを確認した。
富岡 哲史; 佐々木 一樹; 嘉藤 達樹; 平戸 未彩紀; 山下 大智; 今橋 淳史; 吉田 忠義
no journal, ,
空気汚染モニタリングでは、空気中に浮遊する放射性物質と共に塵埃を空気ろ紙上に採取する。ろ紙上に付着する物質や量によっては放射線が付着物により遮蔽され、正確な放射能測定ができなくなり、評価精度が低下する。そのため実際のろ紙付着物の状態(ろ紙への付着状態・付着する物質・付着している核種・ろ紙への潜り込み等)を考慮した影響を評価し、現場の放射線管理へ反映させることが重要である。そこで本研究ではろ紙付着物に関する調査(ろ紙付着物量や粒径等の調査)を行った。ろ紙付着物量に関する調査では、原子力機構核燃料サイクル研究所(核サ研)の屋内外の複数地点及び東京電力福島第一原子力発電所(1F)構内において採取している空気ろ紙試料の付着物量調査を行った。その結果、核サ研(屋外)で平均値0.49mg/cm(片側95%上限値2.05mg/cm)、1F構内(屋外)で0.62mg/cmであり、両者のろ紙付着物量が近い値であることが確認できた。また、走査型電子顕微鏡によりろ紙付着物の粒径及び元素解析の調査を行った。その結果、ろ紙表面全体に粒径が2マイクロメートルから10マイクロメートル程度の粒子が付着していること及び土壌や建屋構造物に含まれるOやSi、Fe等の元素が存在することが確認できた。
嘉藤 達樹; 平戸 未彩紀; 松尾 一樹; 高橋 映奈; 田村 健; 永岡 美佳; 山崎 巧; 中川 貴博
no journal, ,
【背景・目的】原子力施設における放射線管理において、スミヤろ紙や空気ろ紙試料の放射能を放射能測定装置で測定する際、ろ紙上に測定対象である核種や核種とともにダストや水が付着した場合、低レベルの放射能測定ではその影響が問題となる。そこで本研究では、放射能評価の精度向上を目指し、ろ紙の放射能測定におけるダストや水分の影響及び不確かさの評価を行った。本発表では、模擬汚染試料を用いた試験から求めたダスト及び水分量と減衰率の相関関係、ろ紙測定に係る相対不確かさについて報告する。【方法】核種(Am-241(1Bq、10Bq))、核種(Sr-90(10Bq、50Bq)、Cs-137(10Bq))の各RI標準溶液をろ紙(HE-40T)に染み込ませ、模擬汚染試料を作製した。作製した模擬汚染試料を乾燥させた後、ラミネートフィルムで覆い、その上からダストを模擬した試験用粉体(関東ローム(焼成品)、密度3.0g/cm
)又は水を塗布し、粉体量又は水分量を変化させたとき(粉体量: 08.5mg/cm
、水分量: 027mg/cm)の試料の計数値の減衰率を次式から算出した。減衰率[%]=(塗布量を変化させたろ紙の計数値/塗布なしのろ紙の計数値)100また、得られた結果から算出した計数に係る不確かさと測定器の校正用線源の放射能の不確さより相対不確かさ(k=2)を求めた。【結果・考察】試験から、粉体量及び水分量の変化と減衰率の関係(図1)、放射能測定に係る不確かさを評価した。線測定では線測定よりも、粉体・水分の影響を大きく受け、ろ紙上の粉体量が約6.5mg/cmのときには減衰率は約40%であった。また、線測定よりも線測定では相対不確かさが大きくなった。以上のことから、線測定はわずかなダストや水分でも影響を受け、放射能評価が過小になる恐れがあるため、試料の乾燥等の処理が重要と考える。また、線測定ではダスト・水分からの影響は小さいが、放射能の減衰は無視できないため、計数率とダスト・水分量の相関関係の実測に基づく補正が重要である。
