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青木 克憲; 小椋 秀樹; 尾方 伸久; 池田 幸喜; 永崎 靖志; 鶴留 浩二; 古田 定昭*
no journal, ,
一般的に花崗岩地帯の坑道内では、通気状態により空気中のラドン濃度が高くなることが知られている。瑞浪超深地層研究所の研究坑道には花崗岩が分布していることから、深度500mステージ内のラドン濃度測定及び作業者・見学者の被ばく線量評価を行い、坑道内環境の確認を実施した。平成27年7月から平成28年6月の間、ラドン濃度測定器を用いて深度500mステージの8箇所で測定した。得られたラドン濃度に平衡係数0.4を乗じることで平衡等価ラドン濃度へ換算した結果、月毎の入坑時間帯の1時間値の平均値は165
462Bq
m
であった。作業者の被ばく線量はUNSCEAR(2000)の線量換算係数を使用し、入坑記録より作業時間を月20時間として評価した。その結果、年間被ばく線量は平成27年7月から平成28年6月の1年間で0.523mSvであり、公衆の線量限度である1mSv未満であった。見学者に対する線量評価では、1時間程度の入坑であるため、作業者の線量評価とは異なり、月毎の入坑時間帯の1時間値の最大値を用いて保守的に評価した。その結果、平成27年7月以降の見学1回あたりの被ばく線量は0.005mSv以下であった。今後も測定を継続し、坑道内環境を確認していく。
真辺 健太郎; 高橋 史明; 佐藤 薫
no journal, ,
原子力機構では、国際放射線防護委員会(ICRP)2007年勧告に対応した内部被ばく線量評価を実施可能とするため、最新の線量評価用のモデルやデータを実装した計算プログラムの開発を進めている。現在、2007年勧告に対応したモデルやデータとして、核崩壊データ、成人の男女別比吸収割合(SAF)データ、並びに放射線加重係数及び組織加重係数が公開されている。本プログラムは、これらをすべて実装しており、成人の男女別放射線加重S係数(以下、S係数と呼ぶ。)の算出が可能となっている。本プログラムを用いて、2007年勧告及び1990年勧告に対応した成人男性に対する
Iによる甲状腺の自己吸収S係数を試算したところ、それぞれ1.3
10
Sv/decay、及び1.610 Sv/decayとなり、約18%減少することが明らかになった。これは、新しいSAFでは、自己吸収の場合、組織に含まれる血液の質量を考慮した補正が行われたためである。本発表では、線量評価プログラムの開発状況や、試算結果及び考察について報告する。
木名瀬 栄
no journal, ,
本研究では、福島事故初期時に土壌中などで検出されたI-131やTe-132などの放射性核種について、原子力機構で開発した内部被ばく臓器S値評価コードを用いて、マウス, カエル, ヒトのボクセルファントムの臓器S値を評価するとともに、今後の放射線防護体系における環境防護に関する動植物の内部被ばく線量評価法を検討した。マウス, カエル, ヒトのボクセルファントムの臓器S値は、固有の値となり、臓器重量に依存する傾向を示す。マウスやカエルのようなヒト以外の生物の線量は、ヒトと同様なツールであるボクセルファントムを用いて評価し、比較可能な生物効果のエンドポイントを明示した、生物に適切な放射線荷重係数の設定・適用が必要と考えられる。
桑田 遥*; 萩原 大樹; 柳澤 華代; 眞鍋 早知*; 武石 稔; 渡辺 均; 植頭 康裕
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所からの排水にトリチウムが含まれるが、海水中と海産物中のトリチウム濃度は異なる可能性がある。そのため、海産物に取り込まれた有機結合型トリチウム(OBT)と組織自由水(TFWT)トリチウムを区別して評価することが重要である。OBT分析は、前処理工程が複雑なため非常に長い分析時間を要する。そこで海産物中のOBTの迅速分析法を開発した。本法では、従来の乾燥工程とは異なる凍結乾燥に加温乾燥を組み合わせた手法により、乾燥工程及び試料形状の検討を行った。凍結乾燥は組織自由水の回収率が約70%以上になるまで行い、前日との重量の比が1.0%未満になるまで加温乾燥を行った。これらの結果、乾燥工程に要する時間が約14日から約7日に短縮した。供試料量を減らしたところ、乾燥時間は4日程度であった。乾燥に要した時間について、試料形状はミンチ、ブロックともに差異は認められなかった。しかし、迅速試料燃焼装置の燃焼において、ミンチ状よりもブロック状にしたほうが燃焼水量も多く、燃焼の残存物も少ないためブロック状の試料が適していることが分かった。なお、本法における定量下限値はTFWTが0.84Bq/kg・生、OBTが0.15Bq/kg・生であった。
吉田 忠義; 津田 修一; 谷垣 実*; 奥村 良*; 斎藤 公明
no journal, ,
一般に
線線量率測定器の校正は、特定の方向(通常は前方)から線を照射して行う。一方、原子力発電所事故等による放射性物質の飛散によって形成された環境中の放射線場における測定では、様々な方向から放射線が入射するため、検出器形状によって測定値が変化する可能性がある。そこで、検出器形状の異なるシンチレータをもつ測定器を用いて、相互比較測定を行った。その結果、放射性物質の飛散によって形成された環境中の放射線場における測定では、JIS Z 4333の要求性能を満たした測定器であっても検出器形状の違いによって、有意な差が生じることが分かった。一方、測定環境の放射線入射条件に近いG(E)関数を用いることで、測定精度の向上が図れることが分かった。ただしこの場合、校正時の放射線入射条件と異なるため、校正方法に課題が残る。
津田 修一; 吉田 忠義; 谷垣 実*; 奥村 良*; 斎藤 公明
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故後、シンチレーション測定器を用いた環境中での線量率測定が実施されている。環境中では様々な方向から光子が入射するのに対して、方向依存性のある測定器も利用されているため、測定器の方向依存性による指示値への影響を評価する必要がある。本研究では、異なる形状の結晶を有するシンチレーション測定器を用いた波高スペクトル測定を行い、スペクトル-線量変換演算子を用いて算出した周辺線量当量率を比較した。環境の放射線場を模擬した計算シミュレーションにより得た各測定器の線量率の比は、測定結果と一致した。そこで、円筒形結晶の直径と高さの比を変えて線量率を計算した結果、結晶形状に応じて照射する結晶面を適切に選択することによって、一方向から照射する簡易な校正方法を用いて環境中の線量率を推定できることがわかった。
佐藤 薫; 高橋 史明; 古場 裕介*; 小野 孝二*; 吉武 貴康*; 長谷川 隆幸*; 勝沼 泰*; 笠原 哲治*; 奥田 保男*; 仲田 佳広*; et al.
no journal, ,
国内での医療機関におけるCT診断による患者の被ばく線量計算での適用を目的として、原子力機構が放射線医学総合研究所(現:量子科学技術研究開発機構)等との共同研究の下で開発したシステムWAZA-ARIv2が2015年1月以降、量子科学技術研究開発機構の公開サーバーで運用されている。WAZA-ARIv2では、成人については平均的体格に加えて、胸囲, 腹囲, 臀囲の平均値に対して-2
, +2, +5の変動を持たせた3つの体格の被ばく線量計算が可能である。一方、同じ成人でも身長は分布を持つため、発表者が開発した体格変形ファントムのボクセルサイズを高さ方向については-1613%、水平方向については-105%増減させることで、身長を150, 160, 170, 180, 190cmにBMIを18, 22, 28, 37に調整し、CT診断に伴う臓器線量を解析した。その結果、肺及び唾液腺の線量は身長の増加に伴って減少した。また、BMIの増加に伴う肺線量の減少率は、唾液腺線量の減少率よりも大きかった。以上の結果は、唾液腺が位置する頭部の皮下軟組織厚は、肺が位置する胸部よりも薄く、CT装置からの放出X線に対する遮蔽効果が小さいことが原因である。
嶋田 和真; 甲斐 倫明*
no journal, ,
近年の原爆被爆者の疫学調査では、喫煙により放射線の健康リスクが相乗的に増加することが報告されており、喫煙習慣の情報は放射線の健康リスクを評価する上で重要である。しかし、これまでの放射線の健康リスク評価は、年齢・性別は考慮していたが、喫煙習慣は考慮していなかった。この評価では、高リスク集団である喫煙者を含んだ混合集団を対象とすることになり、非喫煙者集団に対するリスクを過大評価していると考えられる。そこで本発表では、喫煙のコホート効果(禁煙開始年齢の情報)を考慮した放射線の健康リスク評価を行い、喫煙の情報が放射線の健康リスク評価にどの程度の影響を与えるかを検討した。その結果、がんリスクが上昇する50代からの喫煙習慣の情報を考慮することが、非喫煙者集団のベースラインリスクを推定する上で重要であることが分かった。
(10)を必要とする理由辻村 憲雄
no journal, ,
高エネルギー域における放射線モニタリングのニーズの拡大等に伴い、従来の実用量の考え方の見直しが進められ、個人線量計の指示値をそのまま防護量(実効線量)に関連付けるという提案もあるようである。これは、一見して、モニタリングすべき線量の体系の単純化・合理化につながるように見えるが、その考えの適用の仕方如何によっては、現在の個人モニタリングの在り方にむしろ悪影響をもたらしかねない。線個人線量計(電子式個人線量計)と中性子個人線量計(CR39とアルベドTLDの組み合わせ)を例に、仮にそれらを正面入射条件のH(10)ではなく実効線量で校正したとき、正面入射以外の条件でどれだけ実効線量を過小に評価するかを実験と計算の結果をもとに示す。
線スペクトロメトリの相互比較三上 智; 斎藤 公明
no journal, ,
2011年の福島原子力発電所事故以来、国からの受託事業の一環として、毎年、福島第一原子力発電所から80km圏を主な対象域として放射性物質の土壌沈着量をin-situ線スペクトロメトリにより測定し沈着量分布マップを作成してきた。測定地点は各回380地点以上にのぼるため複数の測定器で分担して測定を行った。測定器間の測定精度と斉一性の確認のために、測定キャンペーン開始時にin-situ線スペクトロメトリの相互比較を実施してきた。これまでに条件を変えて実施した相互比較結果はいずれも放射性セシウムで5-6%程度で一致しており、マッピングのための測定精度が十分な水準であることが確認された。さらに、同一場所で実施した半径3m程度の範囲に同心円状に配置した同時測定も1か所での逐次測定法も比較結果の一致の程度は同等であった。
浜田 信行*; 坂下 哲哉*; 佐藤 達彦
no journal, ,
電離放射線の被ばくにより白内障が生じることは120年前から知られており、視覚障害性白内障を防止するために水晶体線量限度が1954年から勧告されている。本研究では、水晶体の細胞群動態と白内障の発症との関係を明らかにすることを目的とし、モンテカルロ法に基づく白内障発生数理モデルを開発した。発表では、モデルの構築手法、自然誘発白内障モデル計算と疫学データとの比較結果、予備的な放射線誘発白内障モデル計算と疫学データとの比較結果を報告する。
線校正システムの更新作業星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
no journal, ,
核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設の線照射装置及び遠隔操作式校正台車は、設置から30年以上が経過し、部品生産が中止されるなど、装置が故障しても復旧できない恐れがあったため、平成27年10月から平成29年3月にかけて全面的に更新した。台車の設計にあたっては、機器配置や構造材の工夫により、散乱線の低減を目指した。台車走行と天板移動の駆動系は、1mm以内の位置決め精度を確保しつつ、旧装置よりコンパクトである。走行用レールは、非常に注意深く設置されており、ビーム軸中心に対する測定器の位置ずれは、上下左右1mm以内に抑制される。照射装置の設計にあたっては、ISO 4037及びJIS Z 4511に準拠するだけでなく、故障のリスクを下げるため、駆動部分を可能な限り少なくすることを目標とした。様々な検討の結果、装置は据え置き式、照射方法は線源突き上げ式(線源のみを開口部まで移動させて照射する)を採用した。駆動系への負担は非常に小さく、モータ類の性能向上もあって、故障リスクは著しく低下したと考えられる。
線校正システムの更新作業と特性評価星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
no journal, ,
核燃料サイクル工学研究所の計測機器校正施設では、約30年振りに線照射装置及び遠隔操作式校正台車を更新した。本研究では、装置更新前後の線標準場の特性を比較・検討した。標準場の基準線量率を決定するため、電離箱(PTW Freiburg GmbH、TM32002、体積1000cm)及び電位計(東洋メディック、RAMTEC100Plus)を使用して、線源から1m9mにおける線量率を測定した。照射野の均一性を評価するため、有感体積が小さな電離箱(Aloka、DRM201、体積40cm)を用いて、線源から1m及び2mにおいて、ビーム軸に垂直な上下左右方向の線量率分布を取得した。更新前の基準線量率に対して、更新後は3%5%高くなった。これは、線源ホルダ側面の厚さが最大で3mm薄くなったことに起因すると考えられる。新旧の照射装置は、開き角が22度の円錐形コリメータを有する。新装置の方が、均一な線量率を得られる照射野面積が大きかった。旧装置の円錐の頂点の位置は、線源の実効中心に一致しており、
Cs充填領域から放出される線の一部は、コリメータの入り口によって遮蔽されていた。一方、新装置では、円錐の頂点の位置を後方へ移動させたことにより、線がコリメータの入り口で遮蔽されず、照射野の改善に寄与した。
本田 文弥*; 木名瀬 栄
no journal, ,
本研究では、福島原子力発電所事故初期の外部被ばく線量再構築に資するため、地表面に沈着した放射性核種の組成を仮定し、ウェザリング効果を反映する分布状況変化モデルを応用して、福島第一発電所から半径80km圏内における事故初期の空間線量率分布を推定した。福島原子力発電所事故1ケ月後は、放射性セシウム以外の核種の寄与は約16%程度であることを明らかにするとともに、本研究の成果である空間線量率の推定結果は実測結果と係数3程度で一致することを確認した。
線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,3; 作業への適用滝本 美咲; 奥山 駿; 山崎 巧; 伊東 康久; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 柴 浩三; 岡田 和彦; 並木 篤
no journal, ,
現在、眼の水晶体の被ばく管理においては、3mm線量当量を測定する義務はなく、1cm線量当量あるいは70
m線量当量のうち、放射線の種類やエネルギー等を考慮して適切と判断される値をもって眼の水晶体の等価線量とする管理がなされている。原子力機構核燃料サイクル工学研究所においては、体幹部に着用した個人線量計にて測定した70m線量当量を3mm線量当量に換算し、水晶体の等価線量を評価している。一方、これまでにわれわれは、内部被ばく防護のために着用した全面マスクが線に対する十分な遮へい効果を持つ、例えば
Sr-Y線源に対しては、全面マスク(MSA製Ultra-Twin)の着用により、3mm線量当量を未着用のときの1割未満に低減できるという結果を得ている。本発表では、核燃料サイクル工学研究所における過去の放射線作業について、放射線防護装備及び個人線量計着用位置(防護装備の上か下か、等)を考慮して3mm線量当量を評価した結果を報告する。
松原 菜摘; 永岡 美佳; 藤田 博喜; 中野 政尚
no journal, ,
原子力機構では再処理施設保安規定に基づき施設からの放出放射能による周辺環境への影響を把握するために、陸上及び海洋の環境放射線(能)モニタリングを実施している。このモニタリング結果は、過去10年間の測定値の変動範囲と比較することで評価しているが、東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、原発事故という)以降、その変動範囲を超えたセシウム-137(Cs)が検出されており、これはセシウム-134(
Cs)との放射能比から原発事故の影響であることを確認している。現在、継時的に多くの環境試料中Cs濃度は減少傾向にあるが、ヒラメについてはその濃度の減少傾向においても高いCs濃度が測定される時がある。これについては、海水や海底土中Cs濃度の影響が考えられるが、魚体の大きさによる違いも関連性があると考えられる。したがって、ヒラメ中Cs濃度と魚体の大きさに関する基礎データを取得することを目的とし調査を行った。その結果を報告する。
大倉 毅史; 大森 修平; 川崎 将亜
no journal, ,
原子力機構原子力科学研究所(以下、原科研)(茨城県東海村)では、原子力施設周辺の空間線量率の連続監視を複数の観測地点で行っているが、福島第一原子力発電所事故(福島事故)の影響が、原子力施設からの影響を監視する上での障害となっている。福島事故から2016年に至る間の原科研における空間線量率から、福島事故影響の成分を分離し、その環境要因による変動を統計的に解析した。その結果の時間的推移を定量的に評価した。今後の空間線量率の推移の予測などに用いることで、福島事故による影響と原子力施設からの影響の弁別方法の構築による監視の最適化のための基礎資料とする。
永岡 美佳; 藤田 博喜; 栗原 治*
no journal, ,
臨界事故、原子力発電所事故等が発生した際には、作業者, 被災者の被ばく状況の把握が重要となる。そのためには、早急な線量評価が求められ、バイオアッセイの迅速化が不可欠である。そこで本研究では、アクチニド核種及びストロンチウムを対象とした、生体試料の前処理法, 測定法の検討を行った。前処理法では、尿中有機物分解に酸循環分解容器の適用可能性を検討した。また、測定法については、トリプル四重極ICP-MSを用いて様々なリアクションガスを導入した際の検出限界値を求めた。
He捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価米谷 達成; 古谷 美紗; 中川 雅博; 上野 有美; 佐藤 淳也
no journal, ,
放射性気体廃棄物中
Cモニタリングの高度化のために開発した疎水性Pd/SiO
触媒はHeに対しても優れた酸化性能を有していると考えられる。本研究では、疎水性Pd/SiO触媒と現在原子力科学研究所において使用しているCuO及びPt/AlO
触媒の水素酸化効率の比較試験を行った。試験は以下の手順で行った。水素標準ガス(100ppm)を加熱した触媒に通気し、通気後のガスをアルミニウムバッグに捕集し、ガスクロマトグラフ装置によって水素濃度を測定した。通気前のガスの水素濃度と通気後のガスの水素濃度を比較し、水素酸化効率を算出した。加熱温度を変化させて試験を行い、各触媒の異なる温度条件下における水素酸化効率を比較した。その結果、疎水性Pd/SiO触媒及びPt/AlO触媒は、CuOと比較して優れた水素酸化性能を有していることが分かった。
春日井 好己; 佐藤 浩一; 増山 康一; 関 一成; 宮本 幸博; 甲斐 哲也; 原田 正英; 羽賀 勝洋; 高田 弘
no journal, ,
J-PARC、物質・生命科学実験施設(MLF)において、水銀を用いた核破砕中性子源の運用が始まってから、2017年で10年目となる。本設備は、水銀中に10
Bq程度の放射能インベントリーを持つことから、設計段階において仮想的な最大事故想定に基づく影響評価を実施している。今回は、これまでの運用経験等に基づいて得られた知見をもとに、より現実的な異常想定に基づく影響評価を実施した。それにより、想定された異常事象が発生した場合でも、十分な余裕をもった対応によって外部への影響を十分小さくできることを示した。