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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。

論文

Present status and practical issues on dosimetry for the lens of the eye at JAEA MOX Fuel Facilities

辻村 憲雄; 山崎 巧; 高田 千恵

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.40 - 44, 2021/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

At JAEA MOX fuel facilities, a worker usually wears a protective lead apron; therefore, the dose to the lens of the eye (lens dose) outside the apron is higher than that to the torso. To estimate the potential impact on the current facility operation of the ICRP-proposed lens dose limit reduction from 150 mSv/y to average 20 mSv/y, the authors carried out an analysis on the past dose records for the workers over the last 18 years. Of a total of 4,312 workers' records analyzed, two workers' annual lens doses exceeded the lowered limit of 20 mSv (23.3 mSv and 20.7 mSv), although the maximum effective dose was below 10 mSv in each case. These compiled dose data reveal that in the glovebox and related operations the lens dose will be a limiting factor in radiological control under the newly lowered dose limit. To ensure that the number of workers with an annual lens dose greater than 15 mSv (approximately 0.6% of the workers) is kept to a minimum, the implementation of an administrative control level for the lens dose is considered.

論文

Dataset of TLD badge response and hair activation for criticality accident neutron dosimetry

辻村 憲雄; 高橋 史明; 高田 千恵

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.148 - 151, 2019/01

Criticality accident neutron dosimetry is based on measurement of the personal dosemeter and the biological samples of a person exposed to the neutrons from an accidental criticality. The authors computed the response functions of the personal dosemeter (NCL-TLD badge) and hair (sulfur) activation per unit incident neutron fluence and established the response dataset compiled with the 140 neutron spectra to be likely encountered in a criticality accident.

論文

MOX燃料施設における眼の水晶体の線量評価の現状と課題

山崎 巧; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦

保健物理, 52(3), p.167 - 170, 2017/09

2011年4月、国際放射線防護委員会(ICRP)は、組織反応に関する声明(ソウル声明)の中で、作業者の水晶体の等価線量限度を現在の年間150mSvから大きく引き下げ、5年間平均で年間20mSvかつ単一年度で50mSvを超えないことと勧告した。これにより、海外でも自国の法令へこの新しい水晶体等価線量限度の取り入れに関する様々な検討がなされている。今後わが国でもこの新しい線量限度の法令取り入れについての検討が実施されることが予想される。これまで、国内の水晶体線量の測定・評価の現状については、IVR(interventional radiology)に係る医療従事者及び患者についての報告などが出されているが、原子力施設の放射線業務従事者の実態をまとめたものは少ない。そこで本稿では、日本原子力研究開発機構(JAEA)核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料製造技術開発施設及び再処理施設プルトニウム転換技術開発施設における水晶体の被ばく線量管理に係る測定の現状と課題を整理した結果を報告する。

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:43.78(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

Responses of commercially available neutron electronic personal dosemeters in neutron fields simulating workplaces at MOX fuel fabrication facilities

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵

Radiation Measurements, 46(12), p.1720 - 1723, 2011/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.43(Nuclear Science & Technology)

三種類の市販電子中性子個人線量計(EPD)について、その中性子線量当量評価性能を調査し、MOX燃料施設作業場への適応性について検討した。本研究で使用したEPDは、NRY21(富士電機システム),PDM-313(アロカ)及びDMC 2000 GN(MGP Instruments)であり、MOX燃料施設作業場と同様のスペクトルを持つ減速中性子校正場で試験した。その結果、作業場における中性子スペクトル変化に対応したそれぞれの線量計のレスポンス変化の傾向及び大きさを明らかにした。

論文

Verification analysis of thermoluminescent albedo neutron dosimetry at MOX fuel facilities

中川 貴博; 高田 千恵; 辻村 憲雄

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.140 - 143, 2011/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

TLアルベド線量計(TLAD)の評価値は、中性子エネルギースペクトルに大きく依存する。このため、筆者らは固体飛跡検出器(SSNTD)を組合せたTLADを中性子被ばくが見られる作業者に対して配付してきた。これは、両線量計の指示値の比($$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$)が中性子スペクトルの硬さの指標になるからである。ここでは、最近の$$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$を把握すること、またTLADの換算係数の修正が必要なほど、作業環境が変化していないことを確認することを目的とした。分析の結果、$$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$は10-20(3.363mm$$^{-2}$$)/(mSv $$^{137}$$Cs eq.)であった。これは、1991-1993年度の分析データよりも小さい値である。$$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$の減少の原因として、作業者のグローブボックス近傍での作業の減少が考えられる。一方、90年代から作業環境中の中性子スペクトルは大きく変化していないことから、TLADでの中性子線量評価は妥当であったと言える。

論文

Prediction analysis of dose equivalent responses of neutron dosemeters used at a MOX fuel facility

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.198 - 201, 2011/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

MOX燃料製造施設作業環境において中性子線量計がどれだけ正確に中性子線量当量(率)を測定することができるか予測するため、中性子線量計の線量当量レスポンスの計算をスペクトルフォールディング法によって行った。選択した線量計は、二種類の個人線量計(熱ルミネセンスアルベド中性子線量計,電子式中性子線量計),三種類の減速材付き中性子サーベイメーター,$$H$$$$_{rm p}$$(10)モニタと呼ばれる特別の計測器だった。本計算によって、仕事場中性子フィールドで観測された中性子スペクトルの変動範囲におけるそれらのエネルギー依存性が明らかになった。なお、本論文は、2010年5月に東京で開催された国際会議AOCRP-3(3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection)においてCD-ROMとして発表された後、Radiation Protection Dosimetry誌特集号として収録・発刊されたものである。

論文

電離放射線に対する個人モニタリングに関する国際会議(IM2010)印象記

高田 千恵

保健物理, 46(1), p.18 - 21, 2011/03

2010年3月にアテネで開催されたIM2010に出席した。その印象を記す。

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

Prediction analysis of dose equivalent responses of neutron dosemeters used at a MOX fuel facility

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵

Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 3 Pages, 2010/05

MOX燃料製造施設作業環境において中性子線量計がどれだけ正確に中性子線量当量(率)を測定することができるか予測するため、中性子線量計の線量当量レスポンスの計算をスペクトルフォールディング法によって行った。選択した線量計は、二種類の個人線量計(熱ルミネセンスアルベド中性子線量計・電子式中性子線量計),三種類の減速材付き中性子サーベイメーター,$$H$$$$_{rm p}$$(10)モニタと呼ばれる特別の計測器だった。本計算によって、仕事場中性子フィールドで観測された中性子スペクトルの変動範囲におけるそれらのエネルギー依存性が明らかになった。

論文

Performance test of the electronic personal neutron dosemeter in neutron fields simulating workplaces of MOX fuel fabrication facilities

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵; 布宮 智也*; 青山 敬*

Proceedings of 12th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-12) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10

二個のシリコン半導体検出器からなる電子式中性子個人線量計の性能評価試験を実施した。試験は、$$^{252}$$Cf中性子線源と減速材を組合せて作成した減速中性子校正場で行われた。その結果、個人線量計による中性子線量当量の指示精度は-30%$$sim$$+10%であることがわかった。

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:49.85(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:0.01(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:0.01(Environmental Sciences)

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

Development of $$^{241}$$Am lung monitoring system using an imaging plate

廣田 昌大*; 栗原 治; 高田 千恵; 高崎 浩司; 百瀬 琢麿; 出路 静彦*; 伊藤 茂樹*; 佐瀬 卓也*; 西澤 邦秀*

Health Physics, 93(1), p.28 - 35, 2007/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:33.11(Environmental Sciences)

イメージングプレートシステムを使用する遮へいを使わない新しい$$^{241}$$Am肺モニタリングシステムが考案された。$$^{241}$$Am肺を含むローレンス・リバモア国立研究所の実際的な胴体ファントムは遮光袋に入れられたイメージングプレートによって覆われた。イメージングプレートシステムは胴体ファントムの肺形の特徴を示す$$^{241}$$Am肺画像を表した。60分間の照射による14Bq及び300分間で6Bqのイメージングプレートシステムの低い検出限界は、遮へいされた部屋にあるホスウィッチ検出器及びゲルマニウム検出器の検出限界と同じレベルであった。60分の照射のイメージングプレートシステムは$$^{241}$$Am吸入による740Bqの年間の限度の約2%を検出した。イメージングプレートを使った肺モニタリングシステムは、$$^{241}$$Am肺モニタリングに適用可能である。

論文

Operational comparison of TLD albedo dosemeters and solid state nuclear tracks detectors in fuel fabrication facilities

辻村 憲雄; 高田 千恵; 吉田 忠義; 百瀬 琢麿

Radiation Protection Dosimetry, 125(1-4), p.383 - 386, 2007/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:26.87(Environmental Sciences)

MOX燃料施設において、TLDアルベド線量計と固体飛跡検出器の作業者による同時着用試験を実施した。その結果、両線量計による指示値はファクター1.5以内で一致することが分かった。さらに、同施設の作業条件を模擬した減速中性子校正場で両線量計の照射試験を実施し、同時着用試験で得られた関係を再現する結果を得た。

論文

MOX燃料施設を模擬した減速中性子校正場の開発

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵

保健物理, 40(4), p.354 - 359, 2005/12

MOX燃料施設における中性子スペクトルを模擬した減速中性子校正場を東海事業所計測機器校正施設に構築した。本減速中性子校正場では、Cf-252中性子線源を,室内散乱線寄与の小さい照射室中央のグレーチング上と室内散乱線寄与の大きい地下一階に設置し、さらに鉄、黒鉛及びメタクリル樹脂製減速材と組み合わせることによって多様な中性子スペクトルを生成することができる。MOX燃料施設で使用する中性子線量当量測定器の校正等に今後使用する予定である。

論文

エボナイトを用いた臨界事故時における中性子被ばく線量の評価

辻村 憲雄; 三上 智; 吉田 忠義; 高田 千恵

保健物理, 40(3), p.267 - 276, 2005/09

硫黄を含む硬質ゴムであるエボナイトを利用した臨界事故時中性子線量計の実用性について検討した。$$^{252}$$Cf 中性子線源を用いた実験及びモンテカルロ計算による、感度とスペクトル依存性を評価した。さらに、原子炉を用いた照射実験により、エボナイト線量計による中性子線量評価精度を評価した。

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