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報告書

令和3年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中田 陽; 金井 克太; 國分 祐司; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平*; 久保田 智大; 平尾 萌; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; et al.

JAEA-Review 2022-079, 116 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-079.pdf:2.77MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、令和3年4月1日から令和4年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2021年度

中田 陽; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 二川 和郎; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; et al.

JAEA-Review 2022-078, 164 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-078.pdf:2.64MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2021年4月から2022年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

論文

Study on the relation between the crystal structure and thermal stability of FeUO$$_{4}$$ and CrUO$$_{4}$$

秋山 大輔*; 日下 良二; 熊谷 友多; 中田 正美; 渡邉 雅之; 岡本 芳浩; 永井 崇之; 佐藤 修彰*; 桐島 陽*

Journal of Nuclear Materials, 568, p.153847_1 - 153847_10, 2022/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:58.67(Materials Science, Multidisciplinary)

ウラン酸鉄,ウラン酸クロム、およびその固溶体を合成し、これらのウラン酸塩が異なる熱的安定性を示すメカニズムを研究した。熱的安定性を評価するため、ウラン酸塩試料の熱重量分析を実施した結果、ウラン酸クロムの分解温度(約1250$$^{circ}$$C)に対してウラン酸鉄は低温(約800$$^{circ}$$C)で分解するが、クロムを含む固溶体では熱分解に対する安定性が高まることが分かった。この熱的安定性と結晶構造との関係性を調べるため、エックス線結晶構造解析,エックス線吸収微細構造測定,メスバウアー分光測定,ラマン分光分析による詳細な結晶構造と物性の評価を行ったが、本研究で用いたウラン酸塩試料の間に明瞭な差異は観測されなかった。そのため、熱的安定性の違いは結晶構造に起因するものではなく、鉄とクロムとの酸化還元特性の違いによるものと推定した。クロムは3価が極めて安定であるのに対して、鉄の原子価は2価と3価を取ることができる。このため、ウラン酸鉄の場合には結晶中でウランと鉄との酸化還元反応が起こり、低温での分解反応を誘起したものと考えられる。

論文

Structure, stability, and actinide leaching of simulated nuclear fuel debris synthesized from UO$$_{2}$$, Zr, and stainless-steel

桐島 陽*; 秋山 大輔*; 熊谷 友多; 日下 良二; 中田 正美; 渡邉 雅之; 佐々木 隆之*; 佐藤 修彰*

Journal of Nuclear Materials, 567, p.153842_1 - 153842_15, 2022/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:89.98(Materials Science, Multidisciplinary)

福島第一原子力発電所事故では、UO$$_{2}$$やZr,ステンレス鋼(SUS)の高温反応により燃料デブリが形成されたとみられる。この燃料デブリの化学構造や安定性を理解するため、UO$$_{2}$$-Zr-SUS系模擬デブリ試料の合成と物性評価を行い、より単純な組成の試料と比較した。模擬デブリ試料の合成では、不活性雰囲気(Ar)もしくは酸化雰囲気(Ar + 2% O$$_{2}$$)において1600$$^{circ}$$Cで1時間から12時間の加熱処理を行った。$$^{237}$$Npおよび$$^{241}$$Amをトレーサーとして添加し、浸漬試験ではUに加えてこれらの核種の溶出を測定した。試料の物性評価は、XRD, SEM-EDX,ラマン分光法およびメスバウアー分光法により行った。その結果、模擬デブリの主なU含有相は、加熱処理時の雰囲気に依らず、Zr(IV)およびFe(II)が固溶したUO$$_{2}$$相であることが分かった。模擬デブリ試料の純水もしくは海水への浸漬試験では、1年以上の浸漬の後も主な固相の結晶構造には変化が観測されず、化学的に安定であることが示された。さらに、U, Np, Amの溶出率はいずれも0.08%以下と、溶出は極めて限定的であることが明らかとなった。

論文

Uranium dissolution and uranyl peroxide formation by immersion of simulated fuel debris in aqueous H$$_{2}$$O$$_{2}$$ solution

熊谷 友多; 日下 良二; 中田 正美; 渡邉 雅之; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 佐藤 修彰*; 佐々木 隆之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.961 - 971, 2022/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:58.67(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所事故では核燃料と被覆管,構造材料が高温で反応し、燃料デブリが形成されたと考えられる。この燃料デブリが水の放射線分解の影響により経年変化する可能性を調べるため、模擬燃料デブリを用いて過酸化水素水溶液への浸漬試験を行った。その結果、過酸化水素の反応により、ウランが溶出し、ウラニル過酸化物が析出することが分かった。また、模擬燃料デブリ試料のうちウランとジルコニウムの酸化物固溶体を主成分とする試料では、他の試料と比較してウランの溶出は遅く、ウラニル過酸化物の析出も観測されなかった。この結果から、ウランとジルコニウムの酸化物固溶体は過酸化水素に対して安定性が高いことを明らかにした。

論文

燃料デブリの過酸化水素による酸化劣化に関する研究

熊谷 友多; 日下 良二; 中田 正美; 渡邉 雅之; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 佐藤 修彰*; 佐々木 隆之*

放射線化学(インターネット), (113), p.61 - 64, 2022/04

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故では燃料や被覆管、構造材料等が高温で反応して燃料デブリが形成されたとみられている。1F炉内は注水や地下水の流入で湿潤な環境にあり、放射線による水の分解が継続していると考えられ、これが燃料デブリの化学的な性状に影響する可能性がある。1F燃料デブリの組成や形状については、いまだに十分な情報が得られていないが、炉内や周辺で採取された微粒子の分析結果では、様々な組成が観測されており、事故進展における温度履歴や物質移動の複雑さを反映していると考えられる。1Fサンプルのように複雑組成の混合物については、水の放射線分解が与える影響に関する知見が乏しい。そこで、水の放射線分解の影響として想定すべき燃料デブリの性状変化を明らかにするため、模擬デブリ試料を用いてH$$_{2}$$O$$_{2}$$水溶液への浸漬試験を行った。その結果、H$$_{2}$$O$$_{2}$$の反応により、模擬デブリ試料からウランが溶出し、過酸化ウラニルの形成が進むことが分かった。またUO$$_{2}$$相の固溶体形成によるH$$_{2}$$O$$_{2}$$に対する安定化が観測された。これらの酸化劣化の過程は、ウラン含有相の反応性や安定性に基づいて説明できることを明らかにした。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2020年度

中田 陽; 中野 政尚; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 根本 正史; 飛田 慶司; 二川 和郎; 山田 椋平; 内山 怜; et al.

JAEA-Review 2021-062, 163 Pages, 2022/02

JAEA-Review-2021-062.pdf:2.87MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV 編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2020年4月から2021年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

報告書

令和2年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 中田 陽; 金井 克太; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.

JAEA-Review 2021-040, 118 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-040.pdf:2.48MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,令和2年4月1日から令和3年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2012年度

住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 中田 陽; 藤田 博喜; 竹安 正則; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; et al.

JAEA-Review 2013-056, 181 Pages, 2014/03

JAEA-Review-2013-056.pdf:6.22MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2012年4月から2013年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2011年度

住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 永岡 美佳; et al.

JAEA-Review 2013-009, 195 Pages, 2013/06

JAEA-Review-2013-009.pdf:3.35MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2011年4月から2012年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が一部の試料にみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価、再処理施設主排気筒ダクトの貫通孔の確認に関する線量評価結果について付録として収録した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2010年度

住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2012-015, 166 Pages, 2012/05

JAEA-Review-2012-015.pdf:3.53MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2010年4月から2011年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が一部の試料にみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

論文

Results of environmental radiation monitoring at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories, JAEA, following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

竹安 正則; 中野 政尚; 藤田 博喜; 中田 陽; 渡辺 均; 住谷 秀一; 古田 定昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(3), p.281 - 286, 2012/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:84.41(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所事故への対応として、核燃料サイクル工学研究所において特別環境放射線モニタリングを実施した。本報告は、2011年5月31日までに得られた空間線量率,空気中放射性物質濃度、及び降下じん中放射性物質濃度の測定結果について速報的にとりまとめた。空間線量率は、3月15日1時前頃から徐々に上昇し始め、3月15日7時過ぎ、3月16日5時過ぎ、及び3月21日4時過ぎに、数千$$mu$$Gy/hほどの3つのピークがある上昇を示した。空気中放射性物質濃度及び降下量は、空間線量率と同様な経時変化を示した。空気中の$$^{131}$$I及び$$^{137}$$Csの揮発性及び粒子状の合計の濃度の比($$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs)は、日によって大きく変動した。3月15日から4月15日の1か月間の降下量は、$$^{137}$$Csについて、1986年5月のチェルノブイリ事故後と比較して約120倍、1963年6月の東京都高円寺(旧気象研究所)での大気圏内核実験フォールアウト時と比較して約30倍であった。核燃料サイクル工学研究所で屋外に居たと仮定して吸入摂取にかかわる内部被ばくにかかわる線量を試算した。

報告書

福島第一原子力発電所事故にかかわる特別環境放射線モニタリング結果; 中間報告(空間線量率, 空気中放射性物質濃度, 降下じん中放射性物質濃度)

古田 定昭; 住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 森澤 正人; et al.

JAEA-Review 2011-035, 89 Pages, 2011/08

JAEA-Review-2011-035.pdf:2.97MB

東京電力福島第一原子力発電所事故への対応として、核燃料サイクル工学研究所において特別環境放射線モニタリングを実施した。本報告は、平成23年5月31日までに得られた空間線量率,空気中放射性物質濃度,降下じん中放射性物質濃度の測定結果、並びに気象観測結果について速報的にとりまとめた。空間線量率は、3月15日7時過ぎ、3月16日5時過ぎ、及び3月21日4時過ぎに、数千nGy/hほどの3つのピークがある上昇を示した。空気中放射性物質濃度及び降下量は、空間線量率と同様な経時変化を示した。空気中のI-131/Cs-137の濃度比は、100程度まで上昇した。揮発性のTe-132, Cs-134, Cs-137は、3月30日以降定量下限値未満となった。Te-132とCsの揮発性/粒子状の濃度比は、濃度が上昇した際、値が小さくなった。3月15日から4月15日の1か月間の降下量は、Cs-137について、チェルノブイリ事故時に同敷地内で観測された降下量と比較して約100倍であった。吸入摂取による内部被ばくにかかわる線量を試算した結果、暫定値として、成人及び小児の実効線量はそれぞれ0.6mSv, 0.9mSv、甲状腺の等価線量はそれぞれ8mSv, 20mSvと見積もられた。

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

「保物セミナー2010」参加報告

中田 陽

保健物理, 45(4), p.323 - 327, 2010/12

保物セミナー2010が2010年10月25日$$sim$$26日の2日間に渡って開催された。保物セミナーは、今回で13回目であり、辻本忠実行委員長(電子科学研究所)の尽力及び多数の主催団体・協賛団体の協力により大阪靱本町の大阪科学技術センターにおいて開催された。筆者は、日本保健物理学会企画委員会に所属し、本セミナーの保健物理学会企画行事「原子力防災の今後と放射線防護上の課題を考える; JCO事故後10年を振り返って」に企画時点から参画した。本稿は、本セミナーでの講演、「放射線障害防止法をめぐる最近の動向について」、「放射線管理に関する課題」、「原子力防災の今後と放射線防護上の課題を考える(JCO事故後10年を振り返って)」等の講演概要を日本保健物理学会誌において紹介するものである。

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

Monitoring methodologies and chronology of radioactive airborne releases from Tokai reprocessing plant

小嵐 淳; 三上 智; 中田 陽; 秋山 聖光; 小林 博英; 藤田 博喜; 武石 稔

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.462 - 465, 2008/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.61(Nuclear Science & Technology)

原子力機構サイクル工学研究所では、1977年の再処理施設運転開始以来、大気中へ放出される主な放射性核種:トリチウム, 炭素14, クリプトン85, ヨウ素129に対する排気モニタリングを通して、再処理施設のような特殊な状況下における排気モニタリングに適した手法を開発してきている。トリチウムについては、コールドトラップ法で気体廃棄物中の水分を捕集し、その捕集効率に依存しないで濃度を評価できる。炭素14については、モノエタノールアミンで捕集し、混在する可能性のあるトリチウムやクリプトン85の影響を除外して放射能を定量することができる。クリプトン85については、2つの異なる検出器を併用することによって運転状況によって数桁にわたって変動する濃度の測定を可能にしている。ヨウ素129については、長期間・大流量のサンプリングに耐えうる捕集方法・濃度評価方法を確立している。これらに加えて、近年の新手法の開発によって、気体廃棄物中のトリチウムや炭素14の化学形態に関する情報も得られている。本論文では、これらの手法及びその特徴を示すとともに、実際のモニタリング結果を海外の再処理施設における結果と比較する。

口頭

東海再処理施設周辺の空間線量率監視における福島第一原子力発電所事故の影響について

水谷 朋子; 小沼 利光; 森澤 正人; 渡辺 一*; 菅井 将光*; 中田 陽; 住谷 秀一

no journal, , 

3月11日の東日本大震災に伴い発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の放射性物質放出の影響により、東海再処理施設周辺の13地点のモニタリングステーション・ポストでは3/15に最大で5$$mu$$Gy/hの空間線量率が観測された。短半減期核種の減衰により4月下旬には最大時の10分の1に低下し500nGy/hを下回ったが、次第に放射性セシウムの影響が支配的となり、減衰やウェザリングによる5, 6, 7月の1か月間の低下量はそれぞれ最大で55,27,20nGy/hであった。低減策として行った局舎付近の松の枝払いでは10-60nGy/h、高圧洗浄機による屋上の付着物の除去では、最大で30nGy/h程度低下した。再処理施設周辺のモニタリングでは施設運転時に放出されるKr-85の監視が重要であり、これまでの監視結果として運転時には風下方位の局舎で数nGy/h-10nGy/h程度の上昇が観測されている。福島事故後、空間線量率が高い状態が続いているが、減衰や低減策の効果により再処理施設に起因する空間線量率の上昇が付加された場合にも弁別しうるレベルに近づいた。

口頭

CT撮影による被ばく線量評価WebシステムWAZA-ARI v2の開発とその利用

古場 裕介*; 仲田 佳広*; 松本 真之介*; 赤羽 恵一*; 小野 孝二*; 佐藤 薫; 高橋 史明; 遠藤 章; 島田 義也*; 甲斐 倫明*

no journal, , 

CT撮影は有益な診断法である一方で、撮影に伴う被ばく線量が比較的高い。そのため、被ばく線量の実態の把握に加えて、特に若年層の患者に対する過剰な被ばくを防止することが課題となっている。そのため、原子力機構では、大分県立看護科学大学、放射線医学総合研究所との共同研究において、CT撮影による患者被ばく線量評価システムWAZA-ARIの機能拡張版であるWAZA-ARI v2を開発し、平成27年1月より本格的な運用を開始した。WAZA-ARIv2では、利用者がブラウザ経由の簡単な操作により入力した患者情報(性別、年齢: 0才, 1才, 5才, 10才, 15才, 成人, 肥満度: 小柄, 平均, 大柄, 特大柄)に基づいて、患者体型を詳細に考慮した被ばく線量が正確に計算される。またWAZA-ARIv2では、利用者の協力のもとで撮影条件や被ばく線量を登録・データベース化する機能が付与されている。今回の本格運用開始により、利用者は国内全体の被ばく線量分布と自身が登録した線量を比較することが可能になることから、WAZA-ARIv2はCT撮影時の患者被ばく線量の管理・最適化に大きく寄与すると期待される。本発表では、新たに開発したWAZA-ARIv2のシステムの特徴及び将来の運用計画について報告する。

口頭

呼吸保護具着用状態の違いが漏れ率に与える影響について

中山 直人; 谷田 一美; 浜崎 正章; 薄井 利英; 中田 陽

no journal, , 

放射線作業時に作業者が着用する呼吸保護具は、着用方法のミスによりマスク面体と顔面の密着性が悪化し、放射性物質がマスク内へ漏れこむことで予期せぬ内部被ばくを引き起こす恐れがある。予期せぬ内部被ばくを防ぐために、着用方法のミスがマスク内への漏れ率に与える影響を把握することは、呼吸保護具の適切な着用を指導する上で重要な情報である。そこで、本研究は呼吸保護具の適切な着用に資することを目的として、様々な着用状態(フィルターの緩み、しめひもの緩み、サイズの違い、発汗状態)におけるマスク内への漏れ率に対する影響を調査したので、その結果について報告する。

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