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森下 祐樹; 高崎 浩司; 北山 佳治; 田川 明広; 柴田 卓弥; 星 勝也; 金子 純一*; 樋口 幹雄*; 大浦 正利*
Radiation Measurements, 160, p.106896_1 - 106896_10, 2023/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所のアルファおよびベータ汚染をリアルタイム弁別測定するためのPhoswichアルファ/ベータ検出器を開発した。検出器は、アルファ線とベータ線を検出する2層のシンチレータ(プラスチックシンチレータ及びGPSシンチレータ)で構成した。パルス波形弁別(PSD)法を使用して、高ベータ線および高ガンマ線環境でアルファ線をリアルタイムを弁別測定できた。さらに、この検出器は、最大9.0mSv/hのバックグラウンド線量下でアルファ線を識別することができた。
横山 須美*; 立崎 英夫*; 谷村 嘉彦; 吉富 寛; 平尾 茂一*; 青木 克憲; 立木 秀一*; 江崎 巌*; 星 勝也; 辻村 憲雄
Journal of Radiological Protection, 42(3), p.031504_1 - 031504_17, 2022/09
被引用回数：1 パーセンタイル：27.23(Environmental Sciences)日本では、2021年4月に水晶体の等価線量限度が改定された。その結果、眼の水晶体の線量限度と実効線量の線量限度が等しくなった。放射線作業者,放射線安全管理者,免許取得者は、放射線防護に関連する規制を遵守し、防護を最適化する必要がある。日本保健物理学会が新たに開発した水晶体の線量モニタリングガイドラインでは、水晶体の線量が管理基準に近づいたり超えたりした場合、正確な推定のために目の近くで線量を測定することを推奨している。しかし、原子力発電所従事者の不均一な被ばくに関する情報は限られている。本研究では、日本の4つの商業用原子力発電所(RWR: 3基,BWR: 3基)において、高線量率作業場の線量当量および88名の作業員の個人線量を測定し、作業員の不均一な被ばくを分析した。
Sr+Y beta field; Full-face mask respirator shielding and dosemeter positioning辻村 憲雄; 星 勝也; 山崎 巧; 百瀬 琢麿; 青木 克憲; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 横山 須美*
KEK Proceedings 2020-5, p.21 - 28, 2020/11
To investigate the shielding effects of full-face respirator masks and the suitable positioning of lens dosemeters, irradiation experiments of Sr+Y beta particles were performed using an anthropomorphic head phantom into the eyes of which small thermoluminescence dosemeters (TLDs) were loaded, and the lens doses measured by these TLDs were compared with the doses measured by commercially available personal dosemeters attached around the eyes of the phantom. The three tested masks reduced the beta lens dose to 9-14% as compared to the lens doses in the absence of a mask. As for the suitable positioning of lens dosemeters, the 
(0.07) evaluated by the (0.07) dosemeter attached at the center of the forehead gave an over-response to the lens dose by a factor of 2.5-8.4 regardless of the presence of masks. The (3) evaluated by the (3) dosemeters, even though placed at extreme positions near the outside corners of the eyes, provided better lens dose estimates with a response of 0.38-1.7.
横山 須美*; 江崎 巌*; 立崎 英夫*; 立木 秀一*; 平尾 茂一*; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 星 勝也; 吉富 寛; 辻村 憲雄
Radiation Measurements, 138, p.106399_1 - 106399_5, 2020/11
被引用回数：2 パーセンタイル：23.17(Nuclear Science & Technology)In Japan, the possibility to change the current dose limit of the lens of the eye for the radiation workers working in the planned exposure situation (normal controlled situations) to a new ICRP dose limit was discussed. It was further discussed how to appropriately monitor and manage the equivalent dose of the eye lenses for these workers exposed to radiation at their workplaces, such as nuclear and medical facilities. Among the workers exposed to a high-dose radiation at the water storage flange tank deconstructed Sr/Y dominant areas and the nuclear reactor buildings (high dose gamma-ray) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F-NPP), H
(10), H(3), and H(0.07) at the head and the chest (or the upper arm) were estimated by passive personal dosimeters using thermoluminescence dosimeters (TLDs) and radio photoluminescence glass dosimeters (RPLGDs). The relationship between H(10), H(3), and H(0.07) along with the effects of the sites of wearing dosimeters on the head inside a full-face mask and the chest (or upper arm) were discussed.
森下 祐樹; 星 勝也; 鳥居 建男
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 966, p.163795_1 - 163795_8, 2020/06
これまでに、福島第一原子力発電所(FDNPS)の原子炉建屋でアルファおよび高
粒子エミッターが検出された。FDNPS原子炉建屋の放射線レベルは非常に高いため、ガイガーミュラー(GM)カウンターなどの市販のベータ測量計では、汚染レベルを測定できない。この問題を解決するために、極薄のプラスチックシンチレータを使用して、アルファおよびベータ汚染の検出器を開発した。検出器の評価のため、7, 22, 24, 31, 39、および55
mのさまざまな厚さの超薄型プラスチックシンチレータを準備した。それらの感度をテストするために、各シンチレータをガラスプレートと2インチの位置に敏感な光電子増倍管に光学的に結合し、アルファ, ベータ、またはガンマ線源に曝露した。アルファ分光法の結果は、厚さ55mのプラスチックシンチレータのみがアルファ粒子(5.5MeV)を完全に吸収し、半値全幅が16.7%であった。高ベータバックグラウンド下でのアルファイメージングの場合、厚さ7mのプラスチックシンチレータが最良の選択であり、アルファ対ベータ比が652であることがわかった。また、厚さ7mのプラスチックシンチレータは1MBq Sr/Y線源に直接コンタクトして測定しても41.74
0.93cpsのカウントレートであり、非常に低感度であるため飽和せずに測定を行うことが可能である。したがって、厚さ7mのプラスチックシンチレータを使用して、以前の方法では不可能だったFDNPSサイトのベータの表面汚染レベルをリアルタイムで直接測定することができる。
星 勝也; 吉富 寛; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 辻村 憲雄; 横山 須美*
Radiation Measurements, 134, p.106304_1 - 106304_5, 2020/06
被引用回数：4 パーセンタイル：43.68(Nuclear Science & Technology)原子力規制庁の放射線安全規制研究戦略的推進事業において採択された「原子力・医療従事者等の標準的な水晶体の等価線量モニタリング、適切な管理・防護はどうあるべきか?水晶体被ばくの実態から探る」の一部である。本研究は2つのフェーズからなり、第一に光子に対する個人線量計の特性に関する実験室での照射試験、第二に福島第一原子力発電所の実際の作業環境で実施されたフィールド試験である。本稿は前者の研究結果について報告するものである。発電所において使用される全面マスクの遮へい効果及び線量計の装着位置依存性を明らかにするため、人体形状を精密に模擬したファントムの頭部に、水晶体線量評価用の線量計を装着し、ガンマ線及びエックス線校正場において照射試験を実施した。頭部に装着した個人線量計の指示値は、換算係数から計算される理論的な水晶体等価線量の20%以内に一致しており、取り付け位置の違いによる差は小さいことが確認された。また、照射した光子エネルギー範囲(83
662keV)において、全面マスクの遮へい効果はほとんど期待できないことが分かった。
辻村 憲雄; 星 勝也; 青木 克憲; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 横山 須美*
Radiation Measurements, 134, p.106305_1 - 106305_5, 2020/06
被引用回数：4 パーセンタイル：43.68(Nuclear Science & Technology)We performed a field study of eye lens dosimetry for workers involved in the decommissioning operation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. In this study, humanoid phantoms equipped with different personal dosemeters were placed at selected locations in the workplace. The experiment showed that (3) at the head is about 20% higher than (10) (or (3)) at the trunk. This level of dose gradient is generally interpreted as being "almost uniform" in radiological control; therefore, tasks conducted in open areas with such relatively small dose gradients (1.2) will not require specific monitoring with eye lens dosemeters, except when the eye lens dose approaches the dose limit.
森下 祐樹; 宇佐美 博士; 古田 禄大; 青木 克憲; 鶴留 浩二; 星 勝也; 鳥居 建男
Radiation Protection Dosimetry, 189(2), p.172 - 181, 2020/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Environmental Sciences)遠隔
ダストモニタリング装置(RCAM)システムを開発した。RCAMシステムは、パーソナルダストモニターとロボットで構成した。パーソナルダストモニター(poCAMon, SARAD、ドイツ)は、400mm
のイオン注入シリコン検出器と25mm
のメンブレンエアフィルターで構成された。パーソナルダストモニターは、任意の測定時間間隔のアルファエネルギースペクトルを取得することが可能であった。実証測定は、瑞浪超深地層研究所(MIU)および換気の悪いコンクリートの建物で地下で行われた。RCAMシステムは遠隔操作され、相対湿度(RH)がほぼ100%であっても
Rn子孫を正常に測定した。測定されたアルファスペクトルでは、
Po(6.0MeVアルファ線)および
Po(7.7MeVアルファ線)のピークが明確に識別された。我々の開発したモニターは、高ガンマ線環境または作業者が物理的に立ち入ることができない汚染場でのアルファダストモニタリングに有用である。
Am-Li sources星 勝也; 西野 翔; 吉田 忠義; 辻村 憲雄
JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011020_1 - 011020_6, 2019/01
核物質査察用装置に内蔵されていたAmLi線源を校正用線源として利用することを検討した。中性子放出率を決定するために可搬型ロングカウンタを用いてフルエンスの角度分布を取得した。中性子放出率は1.00
10
n/s (4.1% (
=2)) (2015年10月23日時点)と決定された。また、ボナー球スペクトロメータを用いたエネルギースペクトル測定によって、線源から1.0mの周辺線量当量率は、7.5Sv/hと決定された。
星 勝也; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 栗原 治*; Kim, E.*; 矢島 千秋*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.152 - 155, 2019/01
When a criticality accident occurs, a screening survey to triage high-dose radiation exposed persons is performed. We have established a rapid method for the screening survey by measuring the 
dose rate mainly from 
Na on the victims' body surface with a conventional NaI(Tl) scintillation survey meter. In this study, a water-filled slab phantom containing NaCl was irradiated with neutrons from a 
Cf neutron source. The radioactivity concentration of Na produced in the phantom was determined by means of both -ray spectrometry and simulations using the Monte Carlo N-Particle Transport Code. The ambient dose equivalent rates at the phantom's outer surface were simulated by the MCNP, and also were directly measured with a NaI(Tl) scintillation survey meter. From the experiments and calculations, we obtained the results that 1 Gy (neutron absorbed dose) corresponded to 18-76 Sv h
(ambient dose equivalent rate) at the surface of the victim's body, which can be easily distinguished from normal background levels. Therefore, this method allows us to rapidly screen high-dose radiation exposed victims.
森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 純一*; 星 勝也; 鳥居 建男
Radiation Measurements, 112, p.1 - 5, 2018/05
被引用回数：18 パーセンタイル：87.53(Nuclear Science & Technology)高線量・バックグランド下でプルトニウム同位体を検出するため、低・感度の線検出器が必要となる。そこで、線検出器のためのGAGGシンチレータの厚みの最適化を行った。0.05mm, 0.07mm, 0.1mmの厚みのシンチレータを用い、角厚みのシンチレータに対し, , 線をそれぞれ照射し、波高スペクトルを得た。線のエネルギー分解能は0.05mm厚のGAGGシンチレータが最も良かった。0.05mm、0.07mm、0.1mm、全ての厚みで感度は問題とならなかった。感度は0.05mm厚のGAGGシンチレータを用いることで、0.1mm厚のGAGGシンチレータに対し1/100に減少した。したがって、0.05mm厚のGAGGシンチレータを用いた線検出器は、高線量・バックグランド下でのプルトニウム同位体に検出に期待できる。
西野 翔; 星 勝也; 辻村 憲雄; 古渡 意彦; 吉田 忠義
Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1258 - 1263, 2017/11
連続中性子場における線量計の応答特性を理解するために、日本原子力研究開発機構の放射線標準施設棟(FRS)及び計測機器校正施設(ICF)に整備された種々の作業環境模擬中性子校正場において、形状・検出方式の異なる4種類の中性子サーベイメータの特性試験を実施した。その結果、1MeV以下のエネルギー領域にのみ中性子フルエンス分布をもつ校正場においては、いずれのサーベイメータも、中性子線量を大きく過大または過小評価することが分かった。本発表では、場の中性子スペクトルと線量計応答の関係を示し、中性子線量計の校正のあり方について議論を行う。
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也; 百瀬 琢麿
JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070008_1 - 070008_6, 2016/11
A study on the performance of the Panasonic ZP-1460 electronic personal dosemeter, the model used in the aftermath of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident in March 2011, was conducted under actual exposure situations likely encountered in the plant. The tests pertained to (1) the dose rate response over dose rates 
100 mSv/h and (2) the angular response on an anthropomorphic phantom exposed to the rotational and isotropic irradiation geometries. The test results confirmed that the dosemeter provides H(10) as a reasonably close estimate of the effective dose for any exposure geometries. The dosemeter response data evaluated in this study can be utilized for converting dosemeter readings to the absorbed dose to any organs and tissues for epidemiologic purposes.
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也
JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070003_1 - 070003_7, 2016/11
To rationally judge the necessity of the contamination screening measurements required in the decontamination work regulations, a field study of the surface contamination density on the clothing of the workers engaged in decontamination operations was performed. The clothing and footwear of 20 workers was analyzed by high-purity germanium (HPGe) -ray spectroscopy. The maximum radiocesium activities (
Cs + 
Cs) observed were 3600, 1300, and 2100 Bq for the work clothing, gloves, and boots, respectively, and the derived surface contamination densities were below the regulatory limit of 40 Bq/cm. The results of this field study suggest that the upper bounds of the surface contamination density on the work clothing, gloves, and boots are predictable from the maximum soil loading density on the surface of clothing and footwear and the radioactivity concentration in soil at the site.
星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070009_1 - 070009_6, 2016/11
市販のスペクトロメータを使用して、いくつかのベータ核種についてスペクトルを測定した。得られたスペクトルの形状は理論値とよく一致した。パルス波高分布にエネルギーごとのICRP74の換算係数を乗じて、任意の深さの線量当量を評価した。スペクトルから評価した線量当量は線量率基準とよく一致した。
星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 西野 翔; 岡田 和彦
no journal, ,
核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設は、中性子校正場のCf-252中性子線源の減衰に伴い、新しい線源を購入した。旧線源は、国家計量標準研究所においてマンガンバス法による放出率の校正を受けていた。今回の更新にあたり、ボナー球や可搬型ロングカウンタを用いた測定によって放出率を決定することを試みた。ボナー球検出器等を用いて、放出率が既知の旧線源と未知の新線源について測定した結果、得られた計数率の比から放出率は1.4810
s(不確かさ2.8%(k=2))と求められた。また、校正済み可搬型ロングカウンタを用いて、線源の中性子フルエンス角度分布を測定した。全立体角にわたる積分から求めた中性子放出率は、前述の測定によって決定した値とよく一致した。
星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
no journal, ,
厚い鋼鉄で遮蔽される原子炉施設や輸送キャスクの周囲において、観測されるスペクトルは、熱中性子から数100keVまで広いエネルギー範囲にわたり、ISO 8529等で標準化されているAm-BeやCfの中性子スペクトルとは大きく異なる。本研究では、Am-LiがAm-BeやCfに比べて低い中性子エネルギーをもつ点に着目し、重水と組み合わせることで、原子炉施設等の中性子スペクトル場を模擬できる校正場を構築する。減速材寸法を決めるため、モンテカルロ粒子輸送計算コードを用いた計算を実施した。半径が50200mmの重水球を考え、中心にAm-Li線源を置いた。熱中性子フルエンスの割合を調整するため、厚さ520mmのアクリル殻を表面に取り付けた。中心から
Li(,n)反応による中性子を発生させた。計算結果を基にSUS304製の円筒タンク(高さ300mm、内径50mm、外径268mm、重水厚さ105mm)を製作し、重水を充てんした。外側に取り外し可能なアクリル円筒(内径270mm、外径300mm)を用意した。ボナー球スペクトロメータを用いて、校正場の中性子スペクトルを測定したところ、平均エネルギー、平均換算係数はそれぞれ38keV、32pSv cmで、原子炉施設等の中性子スペクトルの特徴とよく一致した。
Am-Li線源と重水を利用した減速中性子校正場の構築星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
no journal, ,
原子炉施設や輸送キャスク周囲で観測されるスペクトルは、熱中性子から数100keVまで広いエネルギー範囲にわたり、ISO 8529等で標準化されているAm-BeやCfの中性子スペクトルとは大きく異なる。本研究では、Am-LiがAm-BeやCfに比べて低い中性子エネルギーをもつ点に着目し、重水と組み合わせることで、原子炉施設等の中性子スペクトル場を模擬できる校正場を構築する。減速材の寸法を決定するためモンテカルロ粒子輸送計算コードを用いた計算を実施した。半径が50200mmの重水球を考え、中心にAm-Li線源を置いた。熱中性子フルエンスの割合を調整するため、厚さ520mmのアクリル殻を表面に取り付けた。計算結果を基にSUS304製の円筒タンク(高さ300mm、内径50mm、外径268mm、重水厚さ105mm)を製作し、重水を充てんした。また、外側に取り外し可能な厚さ15mmのアクリル円筒を用意した。ボナー球スペクトロメータを用いて、校正場の中性子スペクトルを測定した。平均エネルギー、平均換算係数はそれぞれ35keV、28pSv cmで、原子炉施設等の特徴とよく一致した。
線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,1; サーベイメータによる測定滝本 美咲; 山崎 巧; 今橋 淳史; 星 勝也; 川崎 位; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦; 石川 久
no journal, ,
原子力機構核燃料サイクル工学研究所では、セル内での機器点検・補修作業などにおいて線による被ばくがある。これまでの経験から、この被ばく線量レベルは、(1)体幹部の70m線量当量で数mSv程度であり、眼の水晶体の等価線量限度に比べて十分に小さいこと、(2)こうした作業では内部被ばく防止のための顔全体を覆う呼吸保護具(全面マスク)によって眼が防護される。このため、水晶体の等価線量は、胸部(又は頚部)に取り付けた個人線量計の指示値をもとに、マスクによる遮へい効果等を考慮することなく評価されてきた。しかしながら、この方法は、線量を過大に記録することになり、線量限度に近づくような高線量の被ばくが想定される状況下では適切とは言えない。そこで、Sr-Y線による高線量被ばくの想定のもと、水晶体の等価線量に対応する3mm線量当量の適切な測定方法について検討するともに、呼吸保護具の線遮へい効果を実験的に検証する。
線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,2; TLDによる測定山崎 巧; 滝本 美咲; 菅 巧; 星 勝也; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦; 石川 久
no journal, ,
原子力機構核燃料サイクル工学研究所では、Sr-Y 線による眼の水晶体の等価線量を評価する場合、作業者の胸腹部等に着用した個人線量計から算出した70m線量当量を実験的に決定した係数を用いて3mm線量当量に換算する。ただし、作業者が呼吸保護の目的で着用した防護具(全面マスク)による遮へい効果は考慮されていない。したがって、水晶体の等価線量は現在過大評価されていると考えられる。そこで、小形のTLD線量計と頭部ファントムを用いる実験により、現在使用している防護具についての線遮へい効果を調べた。さらに、TMI事故の復旧作業中に実施された水晶体の防護対策(全面マスク+防護メガネの併用)による防護効果についても同様に調べた。
