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論文

Lens dosimetry study in $$^{90}$$Sr+$$^{90}$$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 $$^{90}$$Sr+$$^{90}$$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 $$H_{rm p}$$(0.07) evaluated by the $$H_{rm p}$$(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 $$H_{rm p}$$(3) evaluated by the $$H_{rm p}$$(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.

報告書

燃料研究棟の汚染に係る空気力学的放射能中央径の評価; イメージングプレートを用いたPu粒子径の分析

高崎 浩司; 安宗 貴志; 橋本 周; 前田 宏治; 加藤 正人; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿

JAEA-Review 2019-003, 48 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2019-003.pdf:3.81MB

平成29年6月6日に大洗研究開発センター燃料研究棟の管理区域内において、貯蔵容器の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入した樹脂製の袋が破裂した。室内で作業をしていた作業員5名は半面マスクを着用していたが、5名全員が飛散したPu等のダストで汚染され、体内摂取による内部被ばくが生じた。国際放射線防護委員会は作業者による放射性核種の吸入摂取について、空気力学的放射能中央径(AMAD)の1$$mu$$mと5$$mu$$mの実効線量係数を示しており、内部被ばく線量の評価において、放射性粒子のAMADは重要な情報である。事象発生後に採取した室内のスミヤ試料14枚とPuダストモニタのサンプリングろ紙1枚について、イメージングプレートで測定し、画像解析により室内に飛散したPu等の粒子のAMADを評価した。評価の結果、スミヤ試料からは硝酸Pu塩と仮定した場合のAMADは4.3$$sim$$11$$mu$$m以上、酸化Puと仮定した場合のAMADは5.6$$sim$$14$$mu$$m以上と評価された。また、Puダストモニタの集塵ろ紙については、硝酸Pu塩とした場合のAMADは3.0$$mu$$m以上、酸化Puとした場合は3.9$$mu$$m以上と評価された。

論文

Development of a new detector system to evaluate position and activity of plutonium particles in nasal cavities

森下 祐樹; 山本 誠一*; 百瀬 琢麿; 金子 純一*; 根本 典雄

Radiation Protection Dosimetry, 178(4), p.414 - 421, 2018/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

二酸化プルトニウム(PuO$$_{2}$$)は高速炉に用いるMOX燃料の製造に用いられる。PuO$$_{2}$$を包蔵するグローブボックスに欠陥、例えばグローブやビニールバッグの破損があった場合、プルトニウム(Pu)の空気汚染が生じる可能性がある。もし作業者がPuO$$_{2}$$粒子を吸引した場合肺に沈着し、肺癌を引き起こす可能性がある。鼻スミヤやnose blowがPuO$$_{2}$$の摂取の確認に用いられるが、鼻腔内のPuの定量的な放射能は評価できなかった。また、鼻腔内の直接測定が可能な$$alpha$$線検出器も存在しなかった。そこで我々は作業者の正確な内部被ばく評価のため、鼻腔内の直接測定が可能な鼻モニタの開発を行った。2$$times$$2の角柱ライトガイドを用いて1つの検出器ブロックを構成し、ZnS(Ag)シンチレータを表面に貼りつけ、光検出器には8$$times$$8のSilicon photomultiplierを用いた。開発した鼻モニタの評価のため、実際のPuO$$_{2}$$粒子を鼻モニタで測定した。鼻モニタの5.5MeV$$alpha$$線に対する平均の検出効率(4$$pi$$方向)は左鼻が11.43%で右鼻が11.58%であった。$$gamma$$線と$$beta$$線の影響は無視できる程度であった。Puの放射能を鼻モニタと$$alpha$$線用放射能測定装置で評価した結果、差異は4.0%以内であった。以上の評価結果より、開発した鼻モニタは作業者の内部被ばくの正確な評価に有用であると考える。

論文

Performance of Panasonic ZP-1460 electronic personal dosemeter under exposure conditions likely to be found at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

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$$_{p}$$(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.

論文

Results of whole body counting for JAEA staff members engaged in the emergency radiological monitoring for the Fukushima nuclear disaster

高田 千恵; 栗原 治*; 金井 克太; 中川 貴博; 辻村 憲雄; 百瀬 琢麿

NIRS-M-252, p.3 - 11, 2013/03

2011年3月11日の巨大な地震と津波は、莫大な量の放射性物質を環境中に放出した。地震発生の翌日、原子力機構は緊急時放射線モニタリングを開始した。福島から帰ってきた作業者を対象とした全身カウンタが開始されたのは3月末であった。この測定で得られた$$^{131}$$Iの体内残留量は検出下限値未満から7kBq、福島での作業開始日で推定された当初の吸入量は1kBq未満から60kBqであった。$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Csの測定値は検出下限値未満から3kBqであった。$$^{131}$$Iの$$^{137}$$Csに対する比の中央値は11であった。最大の預託実効線量は0.8mSvで、これは3月13日から14日までに派遣された第2陣のモニタリング・チームのメンバーの値である。

論文

Measurements of $$^{131}$$I in the thyroids of employees involved in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

栗原 治*; 金井 克太; 中川 貴博; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(2), p.122 - 129, 2013/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.14(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日に発生したマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震に起因する大津波により、東京電力福島第一原子力発電所は全交流電源喪失からメルトダウンに至る深刻な事故に至った。福島第一原子力発電所作業員の放射線防護システムは、この事故によりほとんどの機能を喪失した。原子力機構では、この事故支援の一環として、車載型全身カウンタによって作業員の内部被ばくモニタリングを開始したものの、さらに正確な、さらに高感度な、甲状腺沈着$$^{131}$$Iの計測がさらに求められた。本論文では、著者らの研究所で行った高純度Ge半導体検出器及び遮へい室を利用した、甲状腺計測について述べる。4月20日から8月5日までに測定した被検者の総数は560名であった。甲状腺$$^{131}$$I量の最大値及びその次に高い数値である9760Bq及び7690Bqが、5月23日に測定した2名の男性被検者から検出された。われわれの計測から得られた知見を本論文で述べる。

論文

Special environmental monitoring around Tokai-mura after the accident of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station

藤田 博喜; 永岡 美佳; 河野 恭彦; 竹安 正則; 川崎 将亜; 大倉 毅史; 辻村 憲雄; 住谷 秀一; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Proceedings of 13th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-13) (Internet), 7 Pages, 2012/05

福島第一原子力発電所事故が発生し、その事故により放出された放射性物質が、われわれの研究所まで到達し、その周辺における環境モニタリングを強化した。その特別モニタリングにおいては、線量率の監視,大気中塵埃及び降下塵の採取,測定を独自に行った。さらに、通常の環境モニタリングで行っている雨水や大気中水分についても分析を行った。幾つかの試料では、福島第一原発から放出された放射能を含んで$$^{90}$$Sr, $$^{131}$$I, $$^{134}$$Csや$$^{137}$$Csが検出された。また、通常の環境モニタリングとして行っている海水や海底土等でも福島原発事故の影響が見られた。

論文

Development of a microcalorimeter with transition edge sensor for detection of LX rays emitted by transuranium elements

中村 圭佑; 前田 亮*; 安宗 貴志*; 前畑 京介*; 石橋 健二*; 田中 啓一*; 梅野 高裕*; 高崎 浩司; 百瀬 琢麿

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.88 - 91, 2011/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.96(Environmental Sciences)

エネルギー分散型のX線検出器として超伝導相転移端温度計(TES)型マイクロカロリーメータの研究が行われている。TES型マイクロカロリーメータは熱検出器であり、入射光子のエネルギーを温度上昇として測定する。本研究では、超ウラン元素から放出されるLX線を計測するため、吸収体に厚さ5$$mu$$mのAuを用いたTES型マイクロカロリーメータを開発した。さらに、冷却システムには液体ヘリウムを用いないギフォード・マクマホン冷凍機を搭載した希釈冷凍機を用いた。このシステムの性能評価のため$$^{241}$$Amより放出されるLX線の検出を行った。その結果、エネルギー分解能が約80eVとなり、TES型マイクロカロリーメータによるLX線検出が有効であることがわかった。

論文

Development of new analytical method based on $$beta$$-$$alpha$$ coincidence method for selective measurement of $$^{214}$$Bi-$$^{214}$$Po; Application to dust filter used in radiation management

眞田 幸尚; 田辺 陽一郎*; 飯嶋 信夫; 百瀬 琢麿

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.80 - 83, 2011/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

ウラン系列核種に属す放射性核種の$$^{214}$$Biと$$^{214}$$Poのペアは、核燃料取り扱い施設の放射線管理に必要である空気中放射性物質濃度測定を妨げる。$$^{214}$$Bi($$alpha$$)と$$^{214}$$Po($$beta$$)の時間間隔は$$^{214}$$Po(164$$mu$$s)が短い半減期のため、人工の放射性核種よりはるかに短い。空気中放射性物質濃度測定は$$^{214}$$Bi-$$^{214}$$Poの選択的測定で、このバックグラウンドを引き算できる。この研究の目的は、$$^{214}$$Bi-$$^{214}$$Poの選択的測定のための$$beta$$-$$alpha$$同時計数法に基づく新しい分析方法(時間間隔解析法:TIA)を開発することにある。開発された方法は実際に使用されているダストフィルタ測定に適用された。

論文

Radiation protection at nuclear fuel cycle facilities

遠藤 邦明; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.119 - 122, 2011/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:70.01(Environmental Sciences)

Radiation protection methodologies concerned to individual monitoring, workplace monitoring and environmental monitoring in nuclear fuel facilities have been developed and applied to facilities in NCL of JAEA over 40 years. External exposure to photon, beta-ray and neutron and internal exposure to alpha emitter are important issue for radiation protection in these facilities. Airborne monitoring, surface contamination monitoring to alpha emitters and beta/photon emitters are also essential to workplace monitoring to avoid internal contamination of the personnel. Criticality accident alarm system developed by JAEA has been proven through the application to the facilities for long time. Centralized area monitoring system has been effective for emergency situation. Air and liquid effluents from the facilities are monitored by continuous monitors or sampling methods to comply with regulations.

報告書

排気中放射性ヨウ素のモニタリング手法の検証(再評価)と高度化への提言

小嵐 淳; 三上 智; 宮内 亨; 小沢 友康*; 横田 友和*; 中田 陽; 秋山 聖光; 百瀬 琢麿

JAEA-Technology 2010-039, 34 Pages, 2010/12

JAEA-Technology-2010-039.pdf:1.13MB
JAEA-Technology-2010-039(errata).pdf:0.08MB

より安定で信頼性が高く、効率的な排気中放射性ヨウ素のモニタリング手法を確立することを目的として、東海再処理施設で実施しているモニタリング手法の基礎となる捕集・測定技術及び放出評価法に関する試験・検討を行った。特に、(1)活性炭含浸フィルターと活性炭カートリッジを組合せたヨウ素捕集方法の捕集効率の評価と、そのサンプリング流量率依存性の解明,(2)活性炭カートリッジに捕集されたヨウ素の放射能定量法の確立,(3)活性炭カートリッジによるヨウ素捕集の適用限界の評価,(4)排気中放射性ヨウ素の連続監視システムの構築を目指した。得られた結果に基づいてモニタリング手法を再評価し、現在のモニタリング手法の妥当性を検証するとともに、手法の高度化へ向けた技術的要件を提示した。

論文

Replacement of the criticality accident alarm system in the Tokai Reprocessing Plant

眞田 幸尚; 石井 雅人*; 長谷川 市郎; 金澤 信之; 近澤 達哉*; 百瀬 琢麿

NEA/CSNI/R(2010)4 (Internet), p.351 - 370, 2010/11

東海再処理施設には、臨界管理の一環として、万が一の臨界事故の際に作業者の被ばくを防ぐための臨界警報装置を設置している。本論文では、高経年化対策として行った臨界警報装置の更新について述べる。

論文

Radiation detection and measurement in patients contaminated with alpha emitters

百瀬 琢麿; 栗原 治; 高田 千恵; 古田 定昭

Proceedings of 1st International Symposium on Radiation Emergency Medicine at Hirosaki University, p.65 - 72, 2010/07

核燃料取扱施設等で扱われているプルトニウム等の人工放射性核種の放射線管理方法について紹介する。再処理施設で行われている放射能除染方法,汚染管理のためのさまざまな測定方法及び内部被ばくを検知するモニタリング方法について述べる。その中でも特に、オートラジオグラフィを利用したスミヤ試料の$$alpha$$核種の測定方法や鼻スミヤのサンプリング及び測定方法及び$$alpha$$核種の体内及び体外測定について紹介する。また、$$alpha$$核種の吸入事故の際の被ばく量推定のための計算コードについても紹介する。

論文

日本保健物理学会特別シンポジウム「放射線審議会・原子力安全委員会における放射線防護にかかわる基本的考え方の検討状況について」参加印象記

百瀬 琢麿

日本原子力学会誌, 52(6), P. 364, 2010/06

このシンポジウムは、放射線防護分野に関連する国等の審議会の動向について関係者の理解を深めるため、日本保健物理学会の主催で開催された。シンポジウムでは、放射性固体廃棄物の処分にかかわる技術的基準に関して国内の専門家により最新の情報が提供された。ここでは、放射線管理の専門家として著者の視点から印象記をまとめた。

報告書

再処理施設放射性気体廃棄物の放出; 1998年度$$sim$$2007年度

中田 陽; 宮内 亨; 秋山 聖光; 百瀬 琢麿; 小沢 友康*; 横田 友和*; 大友 寛之*

JAEA-Data/Code 2008-018, 134 Pages, 2008/10

JAEA-Data-Code-2008-018.pdf:3.23MB

核燃料サイクル工学研究所再処理施設の放射性気体廃棄物の測定・監視は、1977年度のホット試験開始の年から開始された。これらの測定結果は、法令及び茨城県原子力安全協定に基づいて定期的に国(半期及び四半期ごと)及び地方自治体(四半期ごと)に報告され、その都度公開されている。しかし、公開されているデータは、月間値もしくは3か月値である。本書は、当該施設からの過去10年間の放射性気体廃棄物に関する放出管理データをまとめたものである。本書の編集にあたっては、$$^{85}$$Krについては日放出量を記載し、その他の核種(全$$alpha$$,全$$beta$$, $$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{129}$$I, $$^{131}$$I)については、週間放出量を記載することとした。本書が、放射性気体廃棄物の大気中における挙動を解析するための基礎データとして有効に活用されることを期待する。

論文

Replacement of the criticality accident alarm system in the Tokai reprocessing plant

眞田 幸尚; 根本 誠*; 鈴木 敬*; 川井 啓一*; 百瀬 琢麿

Proceedings of 12th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-12) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/10

東海再処理施設における臨界警報装置更新に際し、検出器の配置位置を再設計した。設計のための最小臨界事故時の線量評価の結果から、保守的な設計条件を設定した($$gamma$$線検出器; 機器からの距離10m以下、140cm以下のコンクリート遮へい; 中性子検出器; 機器からの距離15m以下、60cm以下のコンクリート及び鉄遮へい)結果的に検出器は7個所設置することとした。本設計を実際の更新工事に反映した。

論文

Practical action levels for chelation therapy in plutonium inhalation using nose swab

栗原 治; 高田 千恵; 高崎 浩司; 伊藤 公雄; 百瀬 琢麿; 宮部 賢次郎

Radiation Protection Dosimetry, 127(1-4), p.411 - 414, 2007/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.29(Environmental Sciences)

我が国では、民間再処理施設の操業を目前として、プルトニウムの体外への促進を目的としたキレート剤治療のための具体的な基準について現在議論が進められている。我が国においては事故時に人にキレート剤を投与した経験がないため、国際放射線防護委員会(ICRP)によって示された医療介入レベルに準じた実用的なアクションレベルについて検討を行った。キレート剤治療には迅速かつ的確な判断が要求されるため、著者らは鼻スミアに着目し、原子力機構における過去の事故事例に基づいて、鼻スミア中の放射能から誘導される内部被ばく線量の関係式を導出するとともに、キレート剤治療のためのアクションレベルを導出した。

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:100(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

Development of a neutron personal dose equivalent detector

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵; 百瀬 琢麿; 布宮 智也*; 青山 敬*

Radiation Protection Dosimetry, 126(1-4), p.261 - 264, 2007/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)特願 2005-183862   公報

中性子個人線量当量を測定する新型中性子測定器を開発した。本測定器は、中心に配置された熱中性子検出器,中心部のポリエチレン減速材,前部の半球ポリエチレン減速材,後部のボロン入りポリエチレン吸収材からなる。中性子個人線量当量のエネルギー及び角度依存性に特性が合致するよう各部材の寸法を、モンテカルロ計算により決定した。

論文

Calculations of anisotropy factors for radionuclide neutron sources due to scattering from source encapsulation and support structures

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 百瀬 琢麿

Radiation Protection Dosimetry, 126(1-4), p.168 - 173, 2007/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.84(Environmental Sciences)

Cf-252及びAm-241/Be中性子線源について、線源周囲の構造物による中性子フルエンス分布の非等方性をモンテカルロ計算によって評価した。

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