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報告書

原子力緊急時における公衆の被ばく線量評価に関する調査と検討

橋本 周; 木名瀬 栄; 宗像 雅広; 村山 卓; 高橋 聖; 高田 千恵; 岡本 明子; 早川 剛; 助川 正人; 久米 伸英*; et al.

JAEA-Review 2020-071, 53 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-071.pdf:2.72MB

原子力機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づく指定公共機関として、原子力災害や放射線緊急事態が発生した場合には、災害対応に当たる国や地方公共団体の要請に応じて人的・技術的支援を行う。防災基本計画及び原子力災害対策マニュアルでは、原子力機構は原子力緊急時において公衆の被ばく線量の推計・把握を支援することが要求されている。しかし、その支援について、基本方策,調査対象,調査方法,実施体制等について具体的かつ詳細には検討されていない。本報告では、公衆の緊急時被ばく線量の推計・把握に関する技術的支援について、原子力緊急時支援・研修センター内に設置された「緊急時の線量評価検討WG」において調査・考察した結果を報告することにより、国や地方公共団体、及び原子力機構内における今後の具体的かつ詳細な検討及び活動に貢献することを目的とする。

報告書

外部被ばく個人線量測定用OSL線量計の諸特性

鈴木 朗史; 鈴木 武彦; 高橋 聖; 仲田 亨; 村山 卓; 角田 昌彦

JAEA-Technology 2014-049, 19 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-049.pdf:9.12MB

原子力科学研究所並びに保安規定等に基づいて個人線量の測定等を依頼された大洗研究開発センター、那珂核融合研究所、高崎量子応用研究所、関西光科学研究所及び青森研究開発センターでは、放射線業務従事者の外部被ばく線量を測定するための個人線量計として、蛍光ガラス線量計に替えてOSL(Optically Stimulated Luminescence)線量計を導入することとし、2014年10月より運用を開始した。OSL線量計の使用に先がけて、同線量計による測定評価の信頼性を確認するために、個人線量計の線量直線性、エネルギー特性、方向特性、経時変化特性、混合照射に対する特性等についての試験を行った。さらに、蛍光ガラス線量計との比較を行った。その結果、国内規格(JIS Z 4339)に定める性能を満たしていること、蛍光ガラス線量計と同等の性能を持つことを確認した。これにより、OSL線量計は実用上十分な性能を有していることが確認された。本報は、この試験で得られたOSL線量計の諸特性をまとめたものである。

報告書

東京消防庁特殊災害対策車輌用遮へい体の性能評価

佐藤 達彦; 藤井 克年; 村山 卓; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 佐藤 行雄*; 相馬 信行*; 藤崎 登*; 原 聡*; 相川 行雄*; et al.

JAERI-Tech 2002-028, 20 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-028.pdf:5.01MB

東京消防庁は、臨界事故等の放射線災害時の救助活動にも適応可能な、放射線遮へい機能を有する特殊災害対策車輌を設計・製作した。しかし、この車輌ボディに用いた複合遮へい体により中性子または$$gamma$$線の線量がどの程度減衰されるか(線量減衰率)は、近似法を用いて簡易に評価したのみで、より精度の高い評価が必要とされていた。日本原子力研究所は、東京消防庁からの依頼により、この複合遮へい体の性能に関する詳細な評価を行った。評価は、放射線輸送計算コードMCNP4Bを用いたシミュレーションにより行った。また、車輌の側面及び背面に用いた遮へい体の試験体による線量減衰率の測定を行うことにより、計算結果の信頼性を確認した。この結果、最も厚い遮へい体の場合、中性子線源からの線量を10%程度に、$$gamma$$線源からの線量を25%程度に減衰させることが明らかとなった。これは、近似法を用いて簡易に評価した結果とほぼ一致しており、特殊災害対策車は期待されている遮へい性能を有することが明らかとなった。

報告書

Basic characteristics examination of DIS(Direct Ion Storage) dosimeter

Dung, N. P.; 村山 卓; 尾辻 勝洋*; 小畑 一一; 村上 博幸

JAERI-Tech 2001-047, 28 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-047.pdf:10.97MB

RADOS Technology社により製造されたDIS線量計の特性試験を行った。試験は、DIS線量計の均一性、フェーディング特性、線量直線性及び種々の光子エネルギーに対するエネルギー特性、方向特性について行った。照射には、国家標準とのトレーサビリティが確保されている放射線標準施設棟のX線発生装置、$$gamma$$線照射装置を用いた。測定した線量は、個人線量当量、Hp(10),Hp(0.07)である。特性試験の結果は、個人及び環境モニタリングのためのTLD国際規格(CEI/IEC 1066)を満足しており、DIS線量計は、正式な個人線量測定システムとして適用できることがわかった。

報告書

放射線測定器の性能試験に用いるX線校正場の特性評価

清水 滋; 高橋 史明; 澤畠 忠広*; 當波 弘一*; 菊池 寛*; 村山 卓

JAERI-Tech 99-004, 89 Pages, 1999/02

JAERI-Tech-99-004.pdf:2.56MB

$$gamma$$(X)線用の放射線測定器の性能試験及び校正には、光子エネルギー10keVから300keVの領域において、X線発生装置から発生する連続X線をフィルタでろ過し、エネルギースペクトルを単色化させたX線校正場を使用する。このため、X線校正場の線質条件としては、実効エネルギー、均等度及び線質指標を評価する必要がある。本報告書では、東海研究所放射線標準施設等に設置した校正用X線発生装置のX線校正場の約60線質の設定結果及び各線質の照射線量率、1cm線量当量率、フルエンス率単位のスペクトル分布を明らかにし、並びに照射野の線量・スペクトル分布の一様性及び照射場の散乱線の影響等を明らかにした。これらの結果、X線線質等の詳細な特性データが明らかになり、X線校正場の品質及び校正精度の向上が図れた。

口頭

福島支援活動にかかわる福島派遣者の個人モニタリング

鈴木 武彦; 村山 卓; 宮内 英明; 佐藤 義高; 大井 義弘; 橘 晴夫; 吉富 寛

no journal, , 

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、東京電力福島第一原子力発電所の事故に対し、環境モニタリング,民家除染等の支援活動を行っている。これら支援活動では、外部被ばく及び内部被ばくのおそれがあったため、支援活動を行う派遣者を対象として、派遣期間中の個人モニタリングを実施している。個人モニタリングの実施にあたり、環境バックグラウンドレベルが上昇したことによる影響を考慮し、平常時とは異なる測定,評価方法で行った。被ばく線量の評価に用いた方法等を紹介する。

口頭

原子力科学研究所における放射線測定器の故障状況について

仁平 敦; 村山 卓; 田口 和明; 二川 和郎; 鈴木 隆; 大井 義弘

no journal, , 

原子力科学研究所の原子力施設等では、放射線管理モニタは約900台、サーベイメータは約1,000台使用されている。これら放射線測定器は年1回の頻度で定期的な校正を実施しているが、毎年、さまざまな事象により故障が発生している。本報告では、過去10年間(平成13年度から平成22年度)の故障状況の解析,故障対応の作業効率化等について報告する。予防保全として故障実績等を点検保守にフィードバックさせることにより、故障発生を未然に防止している。

口頭

福島県住民を対象としたホールボディカウンタ測定

中川 貴博; 高田 千恵; 金井 克太; 村山 卓; 宮内 英明; 鈴木 武彦; 佐藤 義高; 永崎 博子; 今橋 淳史; 磯崎 航平; et al.

no journal, , 

福島県からの委託により、平成23年7月11日からホールボディーカウンタによる福島県住民の内部被ばく測定を実施している。評価対象核種は、$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Csである。測定対象年齢は4歳以上とし、4歳未満の場合は、事故時に避難行動が同じであった家族等を測定した。平成23年7月11日$$sim$$平成24年1月31日の期間(フェーズ1)は、最初に放射性物質の放出があった平成23年3月12日に吸入摂取をしたと仮定し、預託実効線量を評価した。フェーズ1における測定者数は9,927人で、線量は最大で3mSvであった。成人の$$^{134}$$Csと$$^{137}$$Csの全身残留量の相関関係には、強い相関が見られ、この分布の平均的な比は1.31であった。この比は、環境中への放出量と半減期から推定される値とよく一致した。なお、$$^{131}$$Iが検出された例はなかった。なお、平成24年2月1日から実施している日常的な摂取での線量評価(フェーズ2)の実績については、発表当日に報告する。

口頭

福島第一原子力発電所事故の緊急時作業者に対するNaIサーベイメータを用いた甲状腺モニタリング

高橋 聖; 鈴木 武彦; 村山 卓; 大井 義弘; 鈴木 隆

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故において、事故対応にあたる緊急時作業者の内部被ばくモニタリングが重要な課題となった。原子力機構は、東京電力からの依頼により、2011年3月22日から、緊急時作業者の内部被ばくスクリーニング検査を開始し、その一環として甲状腺中I-131の測定を実施した。測定には、バックグラウンド遮蔽用のコリメータ(鉛2cm厚)を装着したNaIサーベイメータを使用した。測定を行った作業者は約1,000人で、そのうち約11%が甲状腺等価線量100mSvを超える甲状腺中I-131が検出された。原子力事故時の作業者の内部被ばくの測定では、迅速な対応が求められると同時に、体や衣服の表面汚染がバックグラウンドとして問題となる。そのような場合において、今回実施したコリメータ付きサーベイメータによる甲状腺モニタリングが有効であることが確認できた。

口頭

Present status of calibration fields and collaborative activities at the Facility of Radiation Standards (FRS), Japan Atomic Energy Agency (JAEA)

古渡 意彦; 吉富 寛; 西野 翔; 谷村 嘉彦; 村山 卓; 大石 哲也; 吉澤 道夫

no journal, , 

As a one of leading secondary standard dosimetry laboratories (SSDL) in Asian-Pacific region, the Facility of Radiation Standards (FRS) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been offering reliable radiation calibration fields for more than three decades. After the installation of the 4 MV Van-de-Grraff accelerator in 2000, mono-energetic neutron calibration fields and the ISO specified R-F high energy $$gamma$$-ray calibration field were established. Consequently, the FRS has been serving X-ray and $$gamma$$-ray calibration fields ranging from 16.5 keV (for X-ray narrow series) to 6-7 MeV (for R-F high energy $$gamma$$-ray). With regard to neutron calibration fields, the FRS has been providing the ISO specified RI neutron calibration fields ($$^{252}$$Cf, $$^{241}$$AmBe and D$$_{2}$$O-moderated $$^{252}$$Cf), thermal neutron fields (0.025 eV) and ten different energies of mono-energetic neutron calibration fields with energies between 8 keV and 19 MeV. The latest accomplishment in recent years is the establishment of the graphite moderated $$^{241}$$AmBe neutron calibration field as a workplace simulated neutron field. This also gives practically reliable calibration factors for neutron dosimeters to be used in nuclear facilities.

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