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論文

Measurements of the doses of eye lens for the workers of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

横山 須美*; 江崎 巌*; 立崎 英夫*; 立木 秀一*; 平尾 一茂*; 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

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 $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y dominant areas and the nuclear reactor buildings (high dose gamma-ray) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F-NPP), H$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(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$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(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.

論文

Attempt to estimate the background pulse height spectrum of the CeBr$$_{3}$$ scintillation spectrometer due to terrestrial gamma ray components; Application in environmental radiation monitoring

古渡 意彦; 谷村 嘉彦; Kessler, P.*; R$"o$ttger, A.*

Radiation Measurements, 138( ), p.106431_1 - 106431_6, 2020/11

In radiological emergency, timely and reliable radiological information such as dose rate or radioactive concentrations due to artificial radionuclides is indispensable to protect general public and the first responder of the situation. The authors have investigated the method for effectively identifying and determining the radioactivity concentration using a scintillation spectrometer. In this study, the authors demonstrate how influence of terrestrial background (BG) component on measured pulse height spectrum can be minimized to obtain the peaks from gamma rays emitted by artificial radioactivity. In some cases of radiological emergency monitoring, subtraction of BG components was probe to be difficult, because the prior measurement of BG component at the place to be monitored is compulsory. By removing the BG component appropriately from measured pulse height spectrum without any prior BG measurement, the effective minimum detection limit of the spectrometer would be declined.

論文

Background correction method for portable thyroid dose monitor using gamma-ray spectrometer developed at JAEA in high dose rate environment

谷村 嘉彦; 吉富 寛; 西野 翔; 高橋 聖

Radiation Measurements, 137, p.106389_1 - 106389_5, 2020/09

日本原子力研究開発機構では、原子力施設での事故等の高バックグラウンド線量率下において、公衆及び作業者の甲状腺の内部被ばく線量を測定するために、$$gamma$$線スペクトロメータを用いたエネルギー分析型甲状腺放射性ヨウ素モニタを開発している。本稿では、円柱型PMMAファントムを用いたバックグラウンド放射線の補正方法について報告する。

論文

Eye lens dosimetry for workers at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, 2; Field study using humanoid phantoms

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:0 パーセンタイル:100(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 $$H_{rm p}$$(3) at the head is about 20% higher than $$H_{rm p}$$(10) (or $$H_{rm p}$$(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 ($$sim$$1.2) will not require specific monitoring with eye lens dosemeters, except when the eye lens dose approaches the dose limit.

論文

Prototype test of a portable thyroid dose monitoring system using gamma-ray spectrometers

西野 翔; 谷村 嘉彦; 吉富 寛; 高橋 聖

Radiation Measurements, 134, p.106292_1 - 106292_5, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力災害発生時においては、多数の住民・作業者を対象とした甲状腺ヨウ素モニタリングを、事故後速やかに実施する必要がある。日本原子力研究開発機構では、災害時の高バックグラウンド線量率下でも使用可能な可搬型甲状腺モニタの開発を行っている。本発表では、製作した甲状腺モニタ試作機の性能試験で得られた結果を報告する。

論文

Eye lens dosimetry for workers at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, 1; Laboratory study on the dosemeter position and the shielding effect of full face mask respirators

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:0 パーセンタイル:100(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$$pm$$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$$sim$$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。

論文

Experimental determination of anisotropic emission of neutrons from $$^{252}$$Cf neutron source with the spherical protection case

古渡 意彦; 西野 翔; Romallosa, K. M. D.*; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 大石 哲也

Radiation Protection Dosimetry, 189(4), p.436 - 443, 2020/05

円筒形密封中性子線源に球形ステンレス製保護ケースを取り付け、中性子線源からの中性子の非等方放出について実験的に導出した。事前のモンテカルロシミュレーションで幅広い範囲で中性子放出が一定となることを検証したが、可搬型ロングカウンタによる測定でも確認することができた。予備測定及び線源への衝撃等を考慮し、われわれは更新した線源移動装置で保持できるよう中性子線源保護ケースをデザインした。実験で得られた非等方係数$$F_{I}$$(90)は、1.002$$pm$$0.002であり、55度から125度の幅広い範囲で、一様な中性子放出が得られることが明らかとなった。

論文

A Study of a calibration technique for a newly developed thyroid monitor and its uncertainties due to body size for radioiodine measurements

吉富 寛; 西野 翔; 谷村 嘉彦; 高橋 聖

Radiation Measurements, 133, p.106279_1 - 106279_6, 2020/04

緊急時の高線量率下で、公衆及び作業者の甲状腺に蓄積した放射性ヨウ素を簡便かつ精度よく定量するための可搬型甲状腺モニタを開発している。本甲状腺モニタは2個のLaBr$$_{3}$$(Ce)検出器(公衆用)もしくは、2個のCZT検出器(作業者用)を遮蔽体内に内包し、被検者の甲状腺内の放射性ヨウ素を定量するものである。これまでに、数値計算と簡易物理ファントムを組み合わせ、甲状腺及び周囲組織の詳細な解剖学的形状を反映した標準ボクセルファントムをベースとした校正方法を開発してきた。しかしながら、校正に用いた標準ボクセルファントムと被検者の体格の個人差によって、計数効率が変化し、放射性ヨウ素の定量の精度に影響を及ぼすことが懸念されてきた。そこで、8種類の甲状腺形状等が異なるボクセルファントムと、甲状腺体積及び甲状腺前組織厚を変化させたボクセルファントムに対して本甲状腺モニタの計数効率を計算評価した。その結果、甲状腺前組織厚の変化は計数効率に与える影響が大きいが、その程度は高々25 %であることが明らかになった。

論文

Establishment of a low dose rate gamma ray calibration field for environmental radiation monitoring devices

古渡 意彦; 吉富 寛; 西野 翔; 谷村 嘉彦; 大石 哲也; Kessler, P.*; Neumaier, S.*; R$"o$ttger, A.*

Radiation Protection Dosimetry, 187(1), p.61 - 68, 2019/12

A low dose rate Cs gamma ray calibration field that fully satisfies the requirement of the ISO 4037 series was established in the Facility of Radiation Standards in Japan Atomic Energy Agency. Two different methods were employed to determine the reference air kerma rate, namely a conventional ionization chamber and a G(E) function method used a newly developed scintillation spectrometer. To fulfill the requirement of the ISO 4037 and suppress scattering of Cs gamma ray within the room as far as possible, a suitable lead collimator was introduced to limit the irradiation area at test points and placed at the middle height in an irradiation room with a grating floor. From measured results evaluated reference air kerma rates between 1.0 m and 3.0 m from the center of the source, gamma ray scattering from the room structures was found to be negligible. The resulting Cs gamma ray calibration field could provide ambient dose equivalent rates of 0.7-7.2 $$mu$$Sv h$$^{-1}$$ for use with environmental radiation monitoring devices.

論文

Characteristics of commercially available CdZnTe detector as gamma-ray spectrometer under severe nuclear accident

谷村 嘉彦; 西野 翔; 吉富 寛; 古渡 意彦; 大石 哲也

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.134 - 138, 2019/01

福島第一原子力発電所事故のような原子力災害時においては、様々な放射性物質が環境中に放出され、線量を増加させることが考えられる。$$gamma$$線スペクトルを測定し、核種を同定することは外部被ばくと内部被ばくの両方に対する放射線防護上重要である。そこで、市販のCdZnTeスペクトロメータを選び、$$gamma$$線入射角度依存性と使用可能な線量率範囲をFRSの校正場で試験した。その結果、全体の85%をカバーできる$$pm$$135$$^{circ}$$において感度低下は15%以下であり、200$$mu$$Gy/h以下の空気カーマ率の場においてスペクトルが測定できることがわかった。

論文

Development of a high-efficiency proton recoil telescope for D-T neutron fluence measurement

谷村 嘉彦; 吉澤 道夫

Radiation Protection Dosimetry, 180(1-4), p.417 - 421, 2018/08

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

放射線標準施設(FRS)に整備された14.8MeV単色中性子校正場の中性子フルエンスを測定するために、一組のラジエータ、$$Delta$$E検出器及びE検出器からなる高効率反跳陽子テレスコープ(PRT)を開発した。ラジエータには、2mmの厚いプラスチックシンチレーション検出器を採用することにより、検出効率を向上させるとともに、ラジエータ内での反跳陽子のエネルギー損失を補償可能とした。$$Delta$$E及びE検出器には、それぞれ150$$mu$$m及び3mmの有感層を持つシリコン半導体検出器を採用した。ラジエータ-E検出器間の距離を、50mm, 100mm及び150mmに変化させたときの検出効率を14,8MeV校正場での試験結果を基に評価した。検出効率は、距離の減少とともに、最大3.7$$times$$10$$^{-3}$$まで増加した。これは、通常のPRTよりも数桁高く、FRSの14.8MeV校正場での中性子フルエンス測定が数時間で可能な検出効率である。

論文

Investigation of main radiation source above shield plug of Unit 3 at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

平山 英夫*; 近藤 健次郎*; 鈴木 征四郎*; 谷村 嘉彦; 岩永 宏平*; 永田 寛*

EPJ Web of Conferences, 153, p.08010_1 - 08010_3, 2017/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

福島第一原子力発電所3号機のシールドプラグ上は高線量率となっており、この主要な線源を調査するために鉛製コリメータ付CdZnTe検出器を用いて光子線の波高分布を測定した。その結果、低エネルギー光子線の寄与が大きいことがわかった。0.662MeV光子のピーク計数率から、60cm厚コンクリート製のシールドプラグ1層目下部のCs-137放射能密度は、8.1$$times$$10$$^9$$ $$sim$$ 5.7$$times$$10$$^{10}$$Bq/cm$$^2$$であると評価された。Cs-137が、半径6mのシールドプラグの下部隙間に、シールドプラグ上5箇所で評価した放射能密度の平均値2.6$$times$$10$$^{10}$$Bq/cm$$^2$$で均一に付着しているとすると、Cs-137の合計放射能は30PBqと見積もられる。

論文

福島周辺の家屋の内外における$$gamma$$線スペクトルの評価

谷村 嘉彦; 富田 純平; 吉富 寛; 吉澤 道夫; 箱崎 亮三*; 高橋 荘平*

保健物理, 51(3), p.141 - 146, 2016/09

南相馬市の家屋内外における光子線スペクトルをNaI(Tl)検出器を用いて測定した。光子のエネルギーに応じて、(1)低エネルギー光子を含む散乱線、(2)$$^{134}$$Csまたは$$^{137}$$Csからの直接線及び(3)その他の光子の3グループに分けて、直接線と散乱線の周辺線量当量H$$^*$$(10)の比を評価した。H$$^*$$(10)の比は、屋外と比べて屋内の方が高く、散乱線の寄与率は屋内において50$$%$$以上になることがわかった。散乱線のH$$^*$$(10)平均エネルギーは屋内、屋外ともに約0.25MeVであった。これらのデータは外部被ばく防護のための遮蔽の最適化において、有益なデータとなる。

論文

Development of the graphite-moderated neutron calibration fields using $$^{241}$$Am-Be sources in JAEA-FRS

西野 翔; 谷村 嘉彦; 江幡 芳昭*; 吉澤 道夫

Journal of Radiation Protection and Research, 41(3), p.211 - 215, 2016/09

原子力機構・放射線標準施設に、$$^{241}$$Am-Be線源と黒鉛減速材を用いた減速中性子校正場新しく構築した。数値計算及び測定による中性子スペクトルの評価結果をもとに、校正場の基準量(平均エネルギー、線量当量率)を決定し、中性子サーベイメータ等の校正を対象として、校正場の利用を開始した。本発表では、本校正場の特性を紹介するとともに、個人線量計校正への適用性について検討した結果を報告する。

論文

Determination of low-level radiostrontium, with emphasis on ${it in situ}$ pre-concentration of Sr from large volume of freshwater sample using Powdex resin

富田 純平; 山本 政儀*; 野崎 天生; 谷村 嘉彦*; 大石 哲也

Journal of Environmental Radioactivity, 146, p.88 - 93, 2015/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:64.86(Environmental Sciences)

An improved analytical method was developed for determining of low levels of radiostrontium in environmental freshwater samples. Emphasis was placed to the in situ pre-concentration of radiostrontium with Powdex resin in large volumes (100-300 L) of freshwater samples from many locations without using of deleterious substances such as NaOH and mineral acids. Measuring electric conductivity (EC) of water samples enabled the estimation of the amount of Powdex resin required for quantitative recovery of Sr from the large water samples in the field. The Powdex resin that adsorbed Sr was brought back to the laboratory, and Sr adsorbed in the resin was eluted by 8 M HNO$$_{3}$$ together with Sr carrier added. Strontium was radiochemically separated by the cation exchange method for $$beta$$ counting after removal of most of the Ca using Ca(OH)$$_{2}$$ precipitation. Through the procedure the Sr chemical yield was 88% on average. This analytical method was verified by analyzing 170 L of water samples with different salinity values, to which a known amount of $$^{90}$$Sr was added. The detection limits of $$^{90}$$Sr activities obtained using the 170 L water samples was estimated to be approximately 0.1 mBq L$$^{-1}$$ for a counting time of 100 min. The method was also applied to environmental samples collected from Ibaraki and Fukushima prefectures; their $$^{90}$$Sr activities ranged from 0.16 to 0.93 mBq L$$^{-1}$$.

論文

Series studies on inter-comparison of radiation calibration fields and calibration techniques between KAERI and JAEA

吉富 寛; 谷村 嘉彦*; 立部 洋介; 堤 正博; 川崎 克也; 古渡 意彦; 吉澤 道夫; 清水 滋*; Kim, J.-S.*; Lee, J.-G.*; et al.

Proceedings of 4th Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-4) (CD-ROM),  ( ), 4 Pages, 2015/07

A series inter-comparison regarding basic quantities of radiation calibration fields and calibration techniques has been made between KAERI and JAEA since 2006. Air kerma rates of the ISO narrow series X-ray calibration fields and neutron spectra at a point of test in each institute and results revealed that KAERI and FRS-JAEA maintained well-defined calibration fields for X-ray and D$$_{2}$$O-Cf neutron calibration fields. Intensive calibrations of personal dosimeters in RI neutron calibration fields and beta-ray calibration fields were performed in both institutes. Results of calibration factors indicate that almost identical calibration factors could be obtained.

論文

Measurement of air kerma rates for 6- to 7-MeV high-energy $$gamma$$-ray field by ionisation chamber and build-up plate

古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 堤 正博

Radiation Protection Dosimetry, 162(4), p.446 - 458, 2014/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.77(Environmental Sciences)

原子力機構原子力科学研究所放射線標準施設(FRS)では、ファンデグラーフ加速器を用いた高エネルギー$$gamma$$線校正場の構築を目指している。本校正場は、特にBWR周辺で見られる6MeV程度の高いエネルギーを有する$$gamma$$線の正確な測定のために必須である。本校正場では、加速器を用いた$$^{19}$$F(p,$$alpha$$$$gamma$$)$$^{16}$$O反応を利用して6-7MeVの$$gamma$$線を発生させ、$$gamma$$線校正場を構築する。しかしながら、$$gamma$$線エネルギーが非常に高いため、空洞原理に基づく電離箱式空気カーマ計による空気カーマ率の測定ができない。そこで、本研究ではアクリル製ビルドアップ板を加速器ターゲットと検出器の間に設置し、照射距離200cmでの2次電子平衡が成立する最適なサイズ及び位置を計算シミュレーションで求めた。計算シミュレーションで得られた条件で、電離箱とアクリル製ビルドアップ板を用いた空気カーマ率測定を行い、NaI(Tl)検出器及びG(E)関数法を組合せた手法で得られた空気カーマ率との比較を行った。

論文

Photon dose mixed in monoenergetic neutron calibration fields using $$^7$$Li(p,n)$$^7$$Be reaction

谷村 嘉彦; 堤 正博; 吉澤 道夫

Radiation Protection Dosimetry, 161(1-4), p.149 - 152, 2014/10

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

放射線標準施設では、静電加速器を利用した単色中性子校正場を、8keVから19MeVのエネルギー範囲で開発している。このうち、144, 250, 565keV校正場では、LiFターゲットに陽子を入射して引き起こされる$$^7$$Li(p,n)$$^7$$Be反応を利用して単色中性子を発生させている。ところが、これ以外の反応で発生した光子が、校正に影響を与える可能性があるため、この線量を評価する必要がある。そこで、中性子とターゲット・室内構造物との核反応で発生する光子をMCNP-ANTコードで計算した。そして、単色中性子に対する周辺線量当量H*(10)の比を評価した。

論文

Development of portable long counter with two different moderator materials

谷村 嘉彦; 堤 正博; 吉澤 道夫

Radiation Protection Dosimetry, 161(1-4), p.144 - 148, 2014/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:51.05(Environmental Sciences)

ロングカウンタ(LC)は、広いエネルギー範囲で中性子フルエンスに対する応答が平坦であるため、フルエンスモニタとして広く用いられている。通常のLCは重量が50kg程度あり、異なる場所に移動させるのが大変である。そこで、重量15kgの可搬型LCを開発した。可搬型LCは、$$^3$$He又はBF$$_3$$計数管と円筒型減速材を組合せた構造である。通常のLCは、低エネルギー中性子感度向上用に減速材の入射面に穴を空けているが、可搬型LCでは小型化を図ったため、そのスペースがない。そこで、ポリエチレン減速材の一部を低水素密度で減速能力が低いポリスチレンに置き換えることにより、入射面の穴と同様の効果を持たせて、低エネルギー中性子の感度を向上させた。これにより数eVから数MeVの間で平坦な応答を実現した。

論文

An Attempt to decrease anisotropic emissions of neutrons from a cylindrical $$^{241}$$Am-Be-encapsulation source

古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫

Radiation Protection Dosimetry, 161(1-4), p.166 - 170, 2014/10

原子力科学研究所放射線標準施設棟において、X3型SUS製密封$$^{241}$$Am-Be線源を用いて中性子校正場を構築・運用している。中性子校正場構築上、校正点での中性子フルエンスは正確に決定される必要がある。フルエンスを精度よく決定するために、中性子が非等方的に放出される割合を実験的に決定することが国際規格で求められている。現在運用中の中性子校正場にかかわる非等方係数F$$_{I}$$(90)は、1.054$$pm$$0.004であるが、線源からの非等方性は1.0に近い方が、距離の逆2乗則に従った中性子フルエンスの推定が容易となる。本報告では、$$^{241}$$Am-Be線源を用い、外側にかぶせる保護ケースの材質及び形状について検討し、線源からの中性子放出の非等方性が低減可能か試みた。計算シミュレーションにより、$$^{241}$$Am-Be線源の外側にかぶせる保護ケースには、Al製球形保護ケースが適切であることを見いだした。Al製球形保護ケースを試作して実際に測定し、非等方係数F$$_{I}$$(90)は、1.006$$pm$$0.003と決定され、中性子放出の非等方性を低減できることを示した。また、外側にかぶせる保護ケースのサイズ及び材質によって、中性子スペクトルに大きな変化が見られないことは、計算で確認できた。

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