検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 52 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Quantitative estimation of exposure inhomogeneity in terms of eye lens and extremity monitoring for radiation workers in the nuclear industry

吉富 寛; 古渡 意彦; 萩原 雅之*; 長畔 誠司*; 中村 一*

Radiation Protection Dosimetry, 184(2), p.179 - 188, 2019/08

To manage the equivalent doses for radiation workers, exposure inhomogeneity is an important factor in the decision-making process related to protection measures and additional monitoring. Our previous study proposed the methodology to evaluate the inhomogeneity of exposure quantitatively. In this study, we applied proposed method to five different types of actual exposure situations in the nuclear industry. Two of them were conventionally characterized as homogeneous exposure, but the other three as inhomogeneous exposure. The evaluation of homogeneity exposure was conducted using Monte Carlo calculations with two simplified models, which were then verified with phantom experiments. Consequently, all of the evaluations reproduced the experimental results, implying that our proposed method would be applicable for actual work conditions in the nuclear industry. Furthermore, the two presumed homogeneous exposure situations were found to be rather inhomogeneous because of the contribution of positrons and the limited source region. The investigation also implies that obtaining the information on the most probable posture of the exposed worker, as well as the existence of the weekly penetrating radiation such as $${beta}^{pm}$$ ray as a main source of exposure would be the key for more precise estimation.

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

Assessment of equivalent dose of the lens of the eyes and the extremities to workers under nonhomogeneous exposure situation in nuclear and accelerator facilities by means of measurements using a phantom coupled with Monte Carlo simulation

吉富 寛; 萩原 雅之*; 古渡 意彦; 西野 翔; 佐波 俊哉*; 岩瀬 広*

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1188 - 1195, 2017/11

放射線業務従事者の眼の水晶体や末端部の等価線量については、線量限度を超えていないことを確認するため、適切に評価される必要がある。さらに近年、眼の水晶体に係る線量限度引き下げがICRPにより勧告されたこと、高放射化物等の取り扱いによる末端部被ばくが懸念されることなどから、より妥当な評価が要求されている。これらの部位は体幹部から離れた位置にあることから、場の不均等性によって大きく影響を受けるが、原子力・学術分野で、その不均等性を判断するための仕組みが十分であるとは言えない。本研究では、計算と実験を組み合わせて、不均等性を判断する枠組みを提案した。新たに提案した不均等性を表す指標を数学ファントムを用いたモンテカルロ計算により求め、その妥当性をベンチマーク実験により検証した。さらに、線源条件などのパラメータを変化させたいくつかのケースについて不均等性を調べ、水晶体被ばくにおいて不均等性を判断する上で考慮すべき因子を明らかにした。一連の実験と計算により、本指標の有用性と信頼性を確認することができた。

論文

Influence of the irradiation systems on beta-ray calibration for dosemeters; Characteristics of the beta-ray irradiation systems at the Facility of Radiation Standards (FRS) in JAEA

吉富 寛; 古渡 意彦

保健物理, 51(3), p.160 - 166, 2016/09

With regard to the calibration of dosemeters with $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y source, influence of the difference of beta-ray irradiation systems on the calibration results has been investigated. Two different types of beta-ray irradiation systems installed at the Facility of Radiation Standards (FRS) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) were chosen for the comparison. $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y sources of each system showed different depth-dose profiles reflecting their source structure. The difference in depth-dose curves implied the calibration results would be affect in the case of a thick dosemeter in particular. In order to confirm the influence of the difference of depth-dose curves, optically stimulated luminescence ring type dosemeters were irradiated with both systems. The results showed the calibration factors were slightly different as predicted from the depth-dose curves.

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

Influence of different types of phantoms on the calibration of dosemeters for eye lens dosimetry

吉富 寛; 古渡 意彦

Radiation Protection Dosimetry, 170(1-4), p.199 - 203, 2016/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Environmental Sciences)

内部に水を満たしたアクリル製の円筒型及び直方体ファントムは、眼の水晶体線量計測用に使用される個人線量計校正用のファントムとして、国際文書で推奨されている。本研究では、校正時にこれらのファントムを使用する妥当性を、計算シミュレーションとOSL及びガラス線量計を使用した実験によって検証した。計算シミュレーションでは、PHITSコードに人体を詳細に模擬したボクセルファントムを取り込み、正面からエネルギーを変化させて$$gamma$$線を照射した際の、ファントム上に取り付けた線量計への人体ファントムからの後方散乱による線量寄与分を評価した。同時に、線量計校正での使用が推奨されるアクリル製の円筒型及び直方体ファントムについても同様の計算を行い、ファントムからの線量寄与分について比較した。特に、入射$$gamma$$線エネルギーが50から100keVの場合、頭頸部を模擬する円筒型ファントムで得られた後方散乱寄与分がボクセルファントムで得られた結果に対し、10%程度高く見積もることが分かった。電子についても同様の評価を行ったが、顕著な違いがみられなかった。

論文

Characteristics of beta reference radiation fields at the Facility of Radiation Standards (FRS), JAEA for their practical applications in beta dosimetry

吉富 寛; 古渡 意彦; 鈴木 隆

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

原子力機構放射線標準施設では、2種類の$$beta$$線照射システム(BSS2及びJBS)により構築された$$beta$$線標準場を用いて線量計の校正に供している。2つの$$beta$$線照射システムは、線源や線源膜の厚さ、ビームフラッタニングフィルタの有無などが異なっていることから、同一の線源核種によって作られる$$beta$$線標準場であっても線質が異なり、線量計の校正に影響を及ぼす可能性がある。そこで、$$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y及び$$^{147}$$Pm標準場について、組織吸収線量率やその組織中深度分布、スペクトル形状の比較を行い、その差異が校正に与える影響について調べた。測定や計算手法の妥当性は、既によく研究がされているBSS2での結果から確認した。その結果、$$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y標準場については、400mg/cm$$^2$$を超える厚みのある線量計や高原子番号の線量計において、$$^{147}$$Pmについては、薄型の生体等価な線量計においても校正結果に影響を与える可能性があることが明らかになった。

論文

Mono-energetic neutron fields using 4 MV pelletron accelerator at FRS/JAEA

谷村 嘉彦; 古渡 意彦; 吉富 寛; 西野 翔; 吉澤 道夫

IAEA-TECDOC-1743, Annex (CD-ROM), p.133 - 138, 2014/07

原子力機構の放射線標準施設棟では、4MVペレトロン加速器を利用して、8keVから19MeVまでのエネルギー領域の単色中性子校正場を開発した。単色中性子は、陽子又は重陽子を加速して、ターゲット(スカンジウム,フッ化リチウム,チタン吸蔵トリチウム及び重水素ガス)に照射することにより発生させる。高圧ターミナルに設置されたパルス化装置により、加速粒子のパルス化が可能で、最小2nsのパルス中性子を発生できる。中性子フルエンスは、ボナー球測定器,リチウムガラス検出器、ポリエチレンコンバータ付き半導体検出器、BC501A有機液体シンチレーション検出器などを用いて評価した。当該校正場は、発生できる中性子フルエンス率が小さいため、放射化法を利用した核反応断面積の取得には不向きであるが、即発$$gamma$$線などを利用した測定には有効である。

論文

Practice for reducing contamination of controlled area under the influence of Fukushima nuclear accident

吉富 寛; 立部 洋介; 川井 啓一; 古渡 意彦

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.81 - 84, 2014/04

原子力機構放射線標準施設(FRS)は、線量計等の校正を行う施設である。FRSは福島第一原子力発電所から120kmに位置しており、2011年3月の福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質によって、建屋周辺から内部の管理区域に至るまで広範囲に汚染された。事故から1か月後のFRS管理区域内の汚染レベルは、最大で3.8Bq/cm$$^2$$であり、汚染核種は、$$^{137}$$Cs, $$^{134}$$Cs, $$^{131}$$I, $$^{132}$$Te、及び$$^{132}$$Iであった。広範囲に汚染された環境下において管理区域内にもたらされる汚染については、これまでのところ、あまり知見がない。一方で、FRSでは被校正器への放射性物質の付着等によって、校正業務に影響を及ぼすことが懸念され、管理区域の汚染低減化は必須であった。汚染低減の取り組みの中で、(1)蒸気や水拭きによる除染、(2)管理区域への土埃の侵入阻止、が有効であることがわかった。結果として、管理区域内の汚染による表面密度は、外部と比較して数十分の1に低減することができた。

論文

小型OSL線量計のリングバッジへの応用

宮内 英明; 吉富 寛; 佐藤 義高; 高橋 史明; 橘 晴夫; 小林 育夫*; 鈴木 朗史*

日本放射線安全管理学会誌, 12(1), p.41 - 45, 2013/07

原子力科学研究所では、原子炉の使用済燃料を取り扱うような施設での除染作業等において、手の末端部の被ばく評価が重要となる。これまで、手の末端部の被ばく評価は、TLDを用いたリングバッジで線量を測定し実施してきた。今回われわれは、市販の小型光刺激ルミネセンス線量計の特性と形状に着目し、それをリングバッジに応用した(OSL型リングバッジ)。本リングバッジは、基準照射及びモンテカルロシミュレーション計算による特性検証結果が良好であり、$$beta$$線と$$gamma$$(X)線を精度良く分離し線量を評価できる。本投稿において、OSL型リングバッジの概要及び線量評価手法を紹介する。

報告書

OSL型リングバッジの開発

宮内 英明; 吉富 寛; 佐藤 義高; 橘 晴夫; 高橋 史明

JAEA-Technology 2010-050, 17 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-050.pdf:1.53MB

原子力規制関係法令では、外部被ばくによる線量が最大となるおそれのある部位が体幹部以外の部位である場合には、当該部位について測定することが定められており、原子力科学研究所においては熱ルミネセンス線量計を用いたリングバッジにより測定してきた。今回われわれは、小型の光刺激ルミネセンス線量計(OSL線量計)を用いた新たなリングバッジを開発し、照射試験及びモンテカルロシミュレーション計算によりその特性を検証し線量評価手法を確立した。

論文

国際放射線防護委員会2007年勧告の国内法令取り入れ状況及び国際基本安全基準のドラフト4.0に関する若手研究者の意見

河野 恭彦; 荻野 晴之*; 吉富 寛; 藤原 慶子*; 守屋 耕一*

FBNews, (410), p.7 - 12, 2011/02

本稿では、(1)われわれ著者らが所属する日本保健物理学会若手研究会と学友会の紹介、(2)放射線審議会基本部会における国際放射線防護委員会2007年勧告の国内制度等への取り入れにかかわる検討の中から、「医療被ばく」,「緊急時被ばく(参考レベル)」,「女性の線量限度」,「健康診断」の4テーマを取り上げ、その提言の取りまとめにかかわる最新情報を要約するとともに基本部会の提言を踏まえたわれわれ若手の見解、そして(3)国際基本安全基準(BSS)について、現在までの改訂状況を踏まえつつ、BSSドラフト4.0に日本からの意見がどのように取り上げられてきたのかを、「ラドン被ばくにおける喫煙者の肺ガンリスクの相乗効果」,「計画被ばく状況が適用される自然起源の放射性物質からの被ばく」,「ラドンの参考レベルの表現」の3点からわれわれ若手の意見とともに述べさせていただく。今後次回の法令改訂時において、われわれも放射線防護の専門家の1人として、より積極的に法令改訂作業に関与していきたいと考える。

論文

「OECD/NEA CRPPH EGIR東京サテライト会合」参加報告

荻野 晴之*; 吉富 寛; 河野 恭彦

保健物理, 45(2), p.131 - 136, 2010/06

筆者らは、日本保健物理学会「若手研究会」に所属している。この度、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が主催する標記会合に参加し、国際的な安全文書策定プロセスに直接触れる機会を得た。本会合は、国際原子力機関(IAEA)が主となり改訂を進めている国際基本安全基準(BSS)について、共同策定機関であるOECD/NEAの放射線防護・公衆衛生委員会(CRPPH)がアジア地域の放射線防護の専門家意見を聴取することを目的として、2010年4月27日(火)$$sim$$28日(水)に原子力安全委員会会議室で開催されたものである。今回は、ドラフト3.0に対する意見を聴取する会として開催されたが、2009年5月には、ドラフト2.0に対する今回と同様な会合が開催されている。会場には、総勢約50名の放射線防護専門家、関係省庁、NEA関係者が集まった。アジア地域からの参加は日本だけであった。本稿では、BSS draft3.0の論点やアジア地域の放射線防護専門家から発せられた意見に基づく議論を紹介し、放射線防護に携わる「若手」としての所感にも触れながら、本会合の参加報告とする。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

口頭

高速炉臨界実験装置における炉心燃料取扱作業にともなう被ばく管理について

田中 靖人; 秋野 仁志; 吉富 寛; 西藤 文博; 半谷 英樹; 小野寺 淳一

no journal, , 

FCAにおける放射線作業の特徴は、炉心燃料装荷変更作業においてプルトニウム及びウラン燃料要素を取り扱う手作業があることや、実験準備等のため炉心近傍の比較的線量の高い場所で作業すること等が挙げられる。よって事前の作業計画において計画被ばく線量を設定することが重要となり、これまで蓄積された過去のデータを統計処理し、被ばく線量を推定することが必要である。本発表では被ばく線量を推定するために、プルトニウム燃料要素及びウラン燃料要素を取り扱う作業を対象として燃料取扱枚数及び被ばく線量の統計処理を行った。一つ目の作業として、アメリシウム-241からの低エネルギー$$gamma$$線(59.5keV)の管理が重要となるプルトニウムを取り扱う炉心燃料装荷変更作業において、年間のプルトニウム燃料のべ取扱枚数と、それに対応する集団実効線量及び指の皮膚の集団等価線量との関係を調査した。二つ目の作業として、おもにウランの高エネルギーベータ線による皮膚の被ばくがあったウラン燃料要素再被覆作業において、ガラスバッジで測定された70マイクロメートル線量当量と指リング型TLDで測定された指の皮膚の等価線量との関係を調査した。その結果、これらの作業と被ばく線量との関係において、おおよその比例関係が見いだされ、今後の燃料要素取扱作業での計画被ばく線量の設定に活用できることがわかった。

口頭

マスクマンテスト装置の利用実績とその評価

吉富 寛; Pangsub, K.; 星 慎太郎; 高橋 照彦; 宍戸 宣仁; 小野寺 淳一

no journal, , 

原子力機構・原子力科学研究所の燃料試験施設では、放射線作業開始前にマスクマンテスト装置を用いて作業者の全面マスク装着状態の確認を行ってきた。装着時に得られた測定データを解析したところ、未経験者を含む全面マスク装着経験の浅い作業者の防護係数の分布は混成対数正規分布に従った。一方、熟練した作業者における分布は対数正規分布に適合し、その時の防護係数は平均3000程度であった。防護係数が200以下であった場合には、装着状態を確認しリークがないように適切に処置した後に再測定を行っているが、経験の浅い作業者においてもこの再装着の結果を反映させると防護係数が平均2000程度となり、その分布は対数正規分布によく適合した。また、作業者個人による全面マスク装着状態の違いを簡便に見積もるために、肥痩の指標であるBMI(Body Mass Index)との相関を調べた。その結果、相関係数が0.5の正の相関があることが明らかになった。以上のことから、作業者はマスクマンテスト装置を利用して全面マスク装着の経験を積むことにより、平均2000$$sim$$3000の防護係数が期待できることがわかった。さらに、BMIの値から全面マスク装着時の防護係数の個人差をある程度評価できることがわかったので、マスクの装着指導に生かすことができると考えられる。

口頭

Influence of radionuclide distributions in human bodies on whole-body counting

高橋 聖; 木名瀬 栄; Kramer, R.*; 吉富 寛

no journal, , 

Calibrations of whole-body counters are usually performed using anthropomorphic physical phantoms that have uniformly distributed radioactive sources in those phantoms. The purpose of this work is to study the influence of radionuclide distributions on counting efficiencies of a whole-body counter using Monte Carlo simulation method and a voxel phantom. Realistic distributions of the radionuclides were determined with biokinetic models that are used for internal exposure dosimetry. It was found that the evaluated counting efficiencies for the realistic distributions in the voxel phantom are different from those for uniformed distributions. For $$^{60}$$Co, the difference was close to -30%. We conclude that the calibrations of the whole-body counter considering the biokinetic models, using the Monte Carlo simulation and voxel phantoms, are important for more reliable measurements.

口頭

個人線量管理サーバ連携システムの整備

宮内 英明; 吉富 寛; 赤崎 友彦; 橘 晴夫; 鈴木 隆

no journal, , 

原子力科学研究所では、旧日本原子力研究所から受け継いだ「個人被ばくデータ管理システム」を用い、放射線業務従事者の被ばく線量データの登録管理を実施してきた。個人線量管理サーバ連携システムは、日本原子力研究開発機構における放射線管理方式の統一や合理化の検討結果を念頭に、平成18年度から段階的に整備を進め、平成22年度にすべての機能が整い、平成23年度から本格運用を開始した。本システムは、3台のパソコンサーバで構成し、操作性の簡便化、人事情報システム及び健康診断システムと連携したデータ共用による合理化を図った各種機能を備えている。本システムの整備により、作業効率及びデータの正確性が向上し、より的確な個人線量管理の遂行が可能になった。

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。

52 件中 1件目~20件目を表示