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在間 直樹; 長沼 政喜; 坂尾 亮太; 時澤 孝之
no journal, ,
核燃料施設の安全評価分野においては、従来簡易計算コード(QAD/G33等)が多用されてきた。しかしながら種々のジオメトリ記載等での制約も多く、また過大な評価結果を与えることも指摘されてきた。そこで人形峠環境技術センター核燃料施設の遮蔽・スカイシャイン計算においては、モンテカルロ輸送計算コードMCNP5を使用することにより、合理的な計算評価とするよう試みた。簡易計算コードとの比較・計算誤差評価・計算モデル・計算手法の工夫等について報告する。
嶋田 和真; 甲斐 倫明*
no journal, ,
本発表は、Disability-Adjusted Life Year (DALY)を放射線のリスク指標として用いることを提案するものである。放射線の健康リスクの指標として、がん死亡率、がん罹患率、余命損失などが利用されている。ICRPはPub.60で非致死的がんや潜伏期の違いを考慮した指標として、デトリメントを定義した。しかし、デトリメントは放射線独自の指標であるために、その数値の意味合いが社会的には理解しにくい欠点をもつ。そこで、放射線の健康リスクを他の健康リスクと同じ土俵で議論するためには共通の指標が求められる。共通の健康リスク指標として、余命と健康寿命の損失和であるDisability-Adjusted Life Year (DALY)がある。DALYはハーバード大学が開発し、WHOが健康政策上の優先順位を考えるために用いることを提言している。(Murray and Lopez 1996)そこで本研究では、放射線の健康リスク指標としてDALYを計算し、DALYの有効性を議論するために従来のリスク指標との比較を行う。
Am-Li線源と重水を利用した減速中性子校正場の構築星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
no journal, ,
原子炉施設や輸送キャスク周囲で観測されるスペクトルは、熱中性子から数100keVまで広いエネルギー範囲にわたり、ISO 8529等で標準化されているAm-Beや
Cfの中性子スペクトルとは大きく異なる。本研究では、Am-LiがAm-BeやCfに比べて低い中性子エネルギーをもつ点に着目し、重水と組み合わせることで、原子炉施設等の中性子スペクトル場を模擬できる校正場を構築する。減速材の寸法を決定するためモンテカルロ粒子輸送計算コードを用いた計算を実施した。半径が50
200mmの重水球を考え、中心にAm-Li線源を置いた。熱中性子フルエンスの割合を調整するため、厚さ520mmのアクリル殻を表面に取り付けた。計算結果を基にSUS304製の円筒タンク(高さ300mm、内径50mm、外径268mm、重水厚さ105mm)を製作し、重水を充てんした。また、外側に取り外し可能な厚さ15mmのアクリル円筒を用意した。ボナー球スペクトロメータを用いて、校正場の中性子スペクトルを測定した。平均エネルギー、平均換算係数はそれぞれ35keV、28pSv cm
で、原子炉施設等の特徴とよく一致した。
線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,2; TLDによる測定山崎 巧; 滝本 美咲; 菅 巧; 星 勝也; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦; 石川 久
no journal, ,
原子力機構核燃料サイクル工学研究所では、
Sr-Y 線による眼の水晶体の等価線量を評価する場合、作業者の胸腹部等に着用した個人線量計から算出した70
m線量当量を実験的に決定した係数を用いて3mm線量当量に換算する。ただし、作業者が呼吸保護の目的で着用した防護具(全面マスク)による遮へい効果は考慮されていない。したがって、水晶体の等価線量は現在過大評価されていると考えられる。そこで、小形のTLD線量計と頭部ファントムを用いる実験により、現在使用している防護具についての線遮へい効果を調べた。さらに、TMI事故の復旧作業中に実施された水晶体の防護対策(全面マスク+防護メガネの併用)による防護効果についても同様に調べた。
線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,1; サーベイメータによる測定滝本 美咲; 山崎 巧; 今橋 淳史; 星 勝也; 川崎 位; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦; 石川 久
no journal, ,
原子力機構核燃料サイクル工学研究所では、セル内での機器点検・補修作業などにおいて線による被ばくがある。これまでの経験から、この被ばく線量レベルは、(1)体幹部の70m線量当量で数mSv程度であり、眼の水晶体の等価線量限度に比べて十分に小さいこと、(2)こうした作業では内部被ばく防止のための顔全体を覆う呼吸保護具(全面マスク)によって眼が防護される。このため、水晶体の等価線量は、胸部(又は頚部)に取り付けた個人線量計の指示値をもとに、マスクによる遮へい効果等を考慮することなく評価されてきた。しかしながら、この方法は、線量を過大に記録することになり、線量限度に近づくような高線量の被ばくが想定される状況下では適切とは言えない。そこで、Sr-Y線による高線量被ばくの想定のもと、水晶体の等価線量に対応する3mm線量当量の適切な測定方法について検討するともに、呼吸保護具の線遮へい効果を実験的に検証する。
線低線量率場における電子式個人線量計の応答小島 尚美; 中川 貴博; 山崎 巧; 滝本 美咲; 高田 千恵
no journal, ,
電子式個人線量計(EPD)は、その場で線量の確認ができることや、ガラスバッジなどよりも低い線量の測定が可能なことから近年利用が広がっている。しかし低線量の線に対する応答を確認する場合、バックグラウンドの影響を低減させるために校正室全体の遮蔽が必要となり実際の照射試験は困難であった。今回、産業技術総合研究所で開発された低線量率校正システムを用いて、トレンド記録機能を有する2機種のEPDに対して0.1Sv/h以下の
Cs 線照射を行った。EPDの積算線量と標準偏差の変動を解析し、低線量での応答を調査した。
鳥居 洋介; 山外 功太郎; 加藤 拓也; 吉富 寛
no journal, ,
法令上規定される眼の水晶体の線量は、体幹部に装着した個人線量計の1センチメートル線量当量又は70マイクロメートル線量当量の適切な方を用いて評価されている。核燃料物質使用施設のセル内作業では呼吸保護具を装着して作業を行うことから、眼の水晶体の受ける線量の低減効果が期待され、実際に眼の水晶体が受ける線量と体幹部に着用した個人線量計での評価値とに大きな差異が生じると考えられる。本報告では、呼吸保護具を着用した状態における眼の水晶体の被ばく線量を測定し、現状の測定手法で得られる評価値との比較及び検証を行った結果について述べる。
線放出核種モニタリングシステムの開発外間 智規; 藤田 博喜
no journal, ,
/サーベイメータと時間間隔解析装置を組み合わせ、半減期の差から天然放射性核種と人工線放出核種を弁別することができた。この弁別方法を用いて迅速かつ正確に人工線放出核種のみを検出できるモニタリングシステムを開発し、環境モニタリングに資することを目的とする。
古場 裕介*; 松本 真之介*; 仲田 佳広*; 笠原 哲治*; 赤羽 恵一*; 奥田 保男*; 佐藤 薫; 高橋 史明; 吉武 貴康*; 長谷川 隆幸*; et al.
no journal, ,
日本国内におけるCT装置の数は多く、日本人のCT被ばく線量は世界的にも高いと考えられている。そのため、個々の患者における撮影条件や被ばく線量を適切に管理することが求められている。そこで、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撮影による被ばく線量評価システムWAZA-ARIの開発を進めている。平成27年1月より本格運用を開始した最新版のWAZA-ARIv2では、CT撮影における標準的な管電圧(120kV)の被ばく線量評価が可能である。一方、近年、放射線感受性の高い小児患者に対する撮影や画像コントラスト向上のための低管電圧撮影が増加しており、これらの撮影条件時の被ばく線量評価の必要性が増加している。そこで本研究では、低管電圧条件でのCT撮影により発生するX線特性を実測データに基づいてPHITSのusrsors.fファイル上に線源情報として定義し、臓器線量の管電圧依存性を調べた。本発表では、新たに評価した80kVの管電圧での撮影時に発生するX線のエネルギースペクトル及び臓器線量の特性について報告する。
小野 孝二*; 古場 裕介*; 松本 真之介*; 仲田 佳広*; 奥田 保男*; 赤羽 恵一*; 佐藤 薫; 高橋 史明; 吉武 貴康*; 長谷川 隆幸*; et al.
no journal, ,
医療において、CT撮影は有益な診断方法として利用されている。その一方で、撮影に伴って生じる被ばく線量は患者の体型に依存して変化する。したがって、CT撮影による被ばく線量を正確に評価するためには、個々の患者体型の違いを考慮することが必要となる。そこで、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撮影による被ばく線量評価システムWAZA-ARIの機能拡張版であるWAZA-ARIv2を開発し、平成27年1月より本格運用を開始した。WAZA-ARIv2では、利用者が入力した患者の性別、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)等の情報に基づいて、患者の体型を詳細に考慮した被ばく線量評価が可能である。今後、さらにWAZA-ARIv2の機能拡張を進め、低管電圧条件や80列以上のマルチスライスCT装置を用いた撮影時の被ばく線量評価についても可能にする計画である。本発表では、体型の違いを詳細に考慮して患者の被ばく線量を評価することが可能なWAZA-ARIv2のシステム及び将来計画ついて報告する。
飯本 武志*; 前寺 郁彦*; 布川 淳*; 松澤 元*; 黒澤 寿彦*; 柳川 行秀*; 染谷 誠一*; 橋本 周; 瀬谷 夏美; 大川 康寿; et al.
no journal, ,
線量低減活動が終了し、東京電力福島第一原子力発電所事故前の購買活動状況にほぼ回復した、汚染状況重点区域を持つ地方自治体の施策の関心の先は、環境放射性物質の水系移行経路(森林, ダム, 湖沼・河川)の空間的・時間的分布に関する系統的な実データにある。実効的な調査範囲として公園等の樹木域や小規模な河川・湖沼等に着目し、(1)千葉県柏市の現状を例に現状を複合的な環境調査手法で整理した。また一方、(2)関連の環境調査、意思決定手順、除染事業、線量低減策の周知などに至る、全体としての費用と便益の側面からの検討を実施した。その調査・検討結果を報告するものである。(A)環境用のガンマカメラ(日立アロカ社の協力)を駆使し、汚染状況の全体像を定量的につかみ、周辺の空間線量等との関係を整理、(B)in-situ測定(アドフユーテック社協力)と底質持ちかえり測定の比較による放射性物質の環境分布と動態の予測解析を検討し、水環境に関する今後の放射線対策を具体的に検討する際の手順等の整理
迫田 晃弘; 石森 有; Tschiersch, J.*
no journal, ,
通常、ラドンによる被ばく評価で最も重要なのは、吸入されたラドン子孫核種の気道沈着に起因する線量である。これに比べて、ラドン自身の吸入による線量は低く、また皮膚吸収の経路が考慮されることもほとんどない。しかし、ラドン温泉のような環境では、温泉中のラドン濃度は空気中のそれに比べて数桁ほど高いという特徴がある。本研究では、経皮吸収を考慮した体内動態モデルを作成し、入浴などによる組織中ラドン濃度の変化等を検討した。
石森 有; 田中 裕史; 安藤 正樹; 迫田 晃弘
no journal, ,
よく知られているように、降水に含まれるラドン子孫核種により、環境放射線量率は上昇し、通常、降水後3時間程度で通常値となる。本報告では、降水中のラドン子孫核種測定結果から降雨雪に起因する環境放射線量率の変動を説明した。岡山県北地域の特徴として、降雪時についても検討した。
石森 有
no journal, ,
原子力機構人形峠環境技術センターでは、所有する鉱山跡地や周辺環境の監視の一環で、人形峠周辺の水中や大気中のラドン濃度測定を実施している。本報告では人形峠周辺の水中ラドン濃度測定結果について紹介する。