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佐藤 達彦; 佐藤 大樹; 遠藤 章; 萩原 雅之*; 増川 史洋; 中島 宏
no journal, ,
J-PARCなど高エネルギー加速器施設においては、高エネルギー中性子,光子及びミューオンなどさまざまな放射線による被ばくが問題となる。そこでわれわれは、それらすべての放射線に感度を有する複合型シンチレータ検出器からの信号をデジタル波形解析し、その被ばく線量及びエネルギースペクトルを同時に測定可能な次世代型放射線モニタDARWINを開発した。発表では、DARWINを用いて測定したJ-PARCハドロン実験施設及び物質・生命科学施設における被ばく線量率の時間変化及びそれに寄与する放射線のエネルギースペクトルを紹介し、高エネルギー大強度シンクロトロン加速器施設における被ばく線量測定の問題点について考察する。
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。
線標準場での線組織吸収線量率の測定評価清水 滋; 根本 久*; 梶本 与一; 立部 洋介; 高橋 拓士*
no journal, ,
われわれは、ドイツ連邦物理工学研究所(PTB)で研究開発されISO6980-1(2006)のSeries 1に対応する線組織吸収線量率の標準場を、2010年2月に原子力機構(JAEA)の放射線標準施設棟に整備した。本標準場の線組織吸収線量率をPTB製の外挿電離箱を用いて測定評価を行い、PTBの標準値との比較により、両者はよく一致した。本発表では、これらの評価結果及び比較結果を述べるとともに、標準場利用時の線組織吸収線量率への、試験環境の空気密度の影響の補正方法について述べる。
羽場 梨沙; 山田 純也; 瀬谷 夏美; 武藤 保信; 清水 武彦; 高崎 浩司
no journal, ,
大洗研究開発センターでは、濃度管理された管理区域排水を含む一般排水を海洋に放出する直前に、NaI検出器により放射線の計数率を測定している。この計数率は、降雨による放射性核種の流入、2011年3月の福島第一原子力発電所事故の影響により上昇した。EGS5により、降雨時の上昇は天然放射性核種、福島第一原子力発電所事故後の上昇は事故由来の核種で
線スペクトルをシミュレーションした結果、実際のスペクトルを再現できた。
小沼 勇; 小林 誠; 梅原 隆; 清水 勇
no journal, ,
原子力施設等における表面密度は、表面汚染検査計により測定するのが一般的である。汚染検査を実施するにあたっては、作業者の熟練度等の違いにより検査に要する時間や汚染箇所の特定精度に差異が生じている。これまで測定技術の向上は、実作業において汚染検査の積み重ねによって高められてきた。そこで、汚染検査の訓練等を目的とした表面汚染検査計シミュレーションソフトを作成し、利用してきた。今回の発表では、訓練等により明らかになった個人差に対する検査方法の改善策の提案,ソフト利用による効果について報告する。
・線量当量率,2; 計算辻村 憲雄; 吉田 忠義
no journal, ,
福島第一原発事故に伴い環境中に放出された放射性物質によって汚染された大地(土壌)からの線と線による線量当量(率)を計算した。計算はモンテカルロ法で行い,汚染された領域の半径rと深さdを変化させ,地表からの高さの関数として両線量当量率を得た。rとdがともに小さい場合に限り/比が10を超える場合があるが、広い範囲に渡る汚染では線による線量率寄与は線に比べて小さいことが確認された。
木名瀬 栄; 木村 仁宣; 高原 省五; 本間 俊充
no journal, ,
ICRP/ICRUボクセルモデル及びモンテカルロ計算を用いて、内部被ばく線量評価上重要となる臓器、例えば肝臓,腎臓,甲状腺について、光子・電子の比吸収割合(SAF)を評価した。その結果、本研究で評価したSAFは、現在ICRPが評価・整備している値とよく一致するものの、低エネルギー電子については異なることを明らかにした。低エネルギー電子に対するSAF評価は、利用する計算コードの、カットオフエネルギー,制動放射線の取り扱いなどに直接影響されるため、線量として有意に寄与するSAFについての規則、例えばICRP Publ.30の1パーセント規則、をSAF評価において設けることが重要であると考える。
・線量当量率,1; 測定吉田 忠義; 辻村 憲雄
no journal, ,
東日本大震災によって被災した福島第一原発のサイト内で採取した土壌試料の表面における線及び線を、薄窓平行平板電離箱を用いた電離箱式線量当量率サーベイメータ(応用技研製AE-133B)で測定した。また、GM管式表面汚染サーベイメータ(日立アロカメディカル製TGS-133)を用いて線量当量率を求めるための換算係数を求めた。
吉田 裕*; 堀田 豊*; 大関 清*; 吉田 忠義; 辻村 憲雄
no journal, ,
再処理施設では、プルトニウムの自発核分裂及び酸化物中の酸素と
粒子との
O(,
)及び
O(,)反応等により発生する中性子に対する被ばく管理が必要である。中性子線量計の多くは、中性子エネルギー依存によって測定精度が変化するため、中性子スペクトルを把握することは非常に重要である。今回、直径32mmの
He球形比例計数管と直径の異なる12個の球形ポリエチレン減速材(76
305mm)からなるCentronic製ボナー球スペクトロメータを用いて、日本原燃六ヶ所再処理工場内の代表的な作業場における中性子スペクトルの測定及び評価を実施した。
津田 修一; 佐藤 達彦; 高橋 史明; 佐藤 大樹; 佐々木 慎一*; 波戸 芳仁*; 岩瀬 広*; 伴 秀一*; 高田 真志*
no journal, ,
重粒子線に対する生物効果を評価するうえで、生体組織内のエネルギー付与分布は重要な情報である。本研究では重粒子の飛跡沿いに生成される高エネルギー電子を含む線エネルギー分布(y分布)計算モデルの精度検証に必要なデータを取得するために、放射線医学総合研究所重粒子線がん治療装置(HIMAC)において、壁なし型の組織等価比例計数管(Wall-less TEPC)を用いた照射実験を行った。これまでに発表した炭素線等のデータに加えて、490MeV/uシリコン線に対するy分布を取得し、PHITSに組込まれた計算コードとの比較を行った。その結果、測定データは計算結果とほぼ一致し、計算モデルは、イオン種及びエネルギーの異なる種々のイオン種についてもエネルギー付与分布を再現できることが示された。また、線量平均のy値とLETを系統的に比較した結果、y分布の線量平均値は生物影響評価の指標として有用であることがわかった。
色川 弘行; 浜崎 正章; 石田 恵一; 三浦 嘉之; 岩佐 忠敏; 叶野 豊; 三上 智; 高嶋 秀樹; 人見 順一
no journal, ,
東北地方太平洋沖地震により被災した東京電力福島第一原子力発電所から放出された放射性核種(Cs-134,Cs-137,I-131)の影響より管理区域のバックグランドが上昇し、通常の放射線管理が困難となった。これら影響下での暫定的な放射線管理対応について報告する。
佐藤 薫; 高橋 史明; 遠藤 章; 小野 孝二*; 長谷川 隆幸*; 勝沼 泰*; 吉武 貴康*; 伴 信彦*; 甲斐 倫明*
no journal, ,
本研究では、日本国内でのCT診断に伴う被ばく線量評価に利用するため、線量計算システムWAZA-ARIの開発を進めている。WAZA-ARIでは、日本人を対象とした線量評価を行うため、その体格特性を反映した臓器線量データベースを整備する必要がある。また、ICRP2007年勧告では、組織加重係数の組織区分及び値が見直されたため、WAZA-ARIにおいても、この見直しに対応することが求められている。以上の背景から、発表者らは、原子力機構が以前に開発した成人日本人女性精密ボクセルファントム(JF)を改良することで、成人日本人女性の平均的な体格及び臓器質量特性を有し、2007年勧告の組織加重係数の組織区分にも対応した人体モデル(JF-103)を新たに構築した。本発表では、JF-103の構築方法等について報告する。今後、JF-103を用いて評価した臓器線量データベース及びWAZA-ARIを組合せて利用することによって、平均的な体格特性を有する成人日本人女性に対する、さまざまな条件でのCT診断による被ばく線量評価の精度向上が期待される。
森下 祐樹; 小山 修司*; 阿知波 正剛*
no journal, ,
近年、モンテカルロシミュレーションを用いX線CT検査時の被ばく線量の評価を行う動きが広まりつつある。シミュレーションで正確な被ばく線量の評価を行うには、X線CT固有のフィルタ(Beam-shaping Filter)と寝台の減弱の効果が必要になる。今回、測定したデータを用いその効果をシミュレーションに組み込み、CT DICOM (Digital Imaging and Communications in Medicine)データから人体ボクセルファントムを作成し、臓器ごとの線量を計算した。シミュレーションの結果を名古屋大学の青山らが作成した「in-phantom dosimetry system」の実測の結果と比較した。差異は照射野内の臓器において4.2%以内とおおむね良い一致を示した。さらに管電流変調機能をシミュレーションに組み込むことで、照射野内の臓器で数mGyの線量低減が確認できた。
高橋 史明; 佐藤 薫; 遠藤 章; 小野 孝二*; 長谷川 隆幸*; 勝沼 泰*; 吉武 貴康*; 伴 信彦*; 甲斐 倫明*
no journal, ,
国内のCT診断に伴う患者の適切な被ばく管理を目的として、webシステムWAZA-ARIの開発を進めている。WAZA-ARIの開発では、日本人の平均的な体格特性,撮影条件を考慮した線量評価を可能にするため、放射線輸送計算コードPHITSで臓器線量データを系統的に解析している。これまで、4つの16列機種による胴体部の撮影条件を考慮し、成人日本人男性の平均的特性を有するJM-103ファントムで解析した線量データをWAZA-ARIへ装備した。その後、より広範な撮影条件,女性の患者に対する正確な線量評価を可能にするため、64列機種,頭部撮影を含めたさまざまな条件について、X線放出を数値的に定義した線源モデルを整備し、成人日本人女性の平均的特性を持つJF-103ファントムを用いた解析を進めた。解析結果は、同じ撮影条件下でも、男女の患者間で臓器線量に差が生じる可能性があること等を明らかにした。以上のように、WAZA-ARIで、男女の体格差,国内における最近の撮影条件を考慮して解析した線量データを用いて、正確な被ばく線量評価が可能になった。
金井 克太; 栗原 治
no journal, ,
体内に取り込まれた放射性核種が特定の臓器に集積する場合、その臓器のみを測定対象とする計測(臓器計測)を行う。臓器計測では、検出器と対象臓器の相対的位置を定め、その条件で物理ファントムを測定して得られた計数効率を用いる。その一方で、臓器中の実際の放射能分布を考慮し、最適な検出器配置を決定する必要性もある。本研究では
Amの肝臓計測を一例とし、リバモアファントムを用いた実験を行い、イメージングプレート(IP)から得られた肝臓付近の体表面での線量分布の数値データから、計測に用いるGe検出器の再配置を試みることなく計数効率が最大となる位置の特定及び配置の変化に伴う測定値のばらつきの推定が可能であることを確認した。本法は臓器計測における検出器配置の改善及び誤差の減少に有効である。
核種分布の均一性確認測定堤 正博; 木暮 広人; 里山 朝紀; 丸山 達也; 岸本 克己
no journal, ,
JRR-3改造に伴い発生した汚染の極めて低いコンクリート材が、約4000トン保管廃棄されている。これらのコンクリートのクリアランスを実施するにあたり、信頼できる放射能濃度の測定記録がないことから、少量試料によるクリアランス測定の前段階として、放射能の偏在がないことを、全量測定により確認することが必要となった。本発表では、その全量を対象としたコンクリートに含まれる核種に偏在がないこと、すなわち均一性の確認測定について報告する。本発表では、EGS-4コードを用いて、均一性の判断の目安である
Coの検出限界放射能濃度0.1Bq/gを満たすように測定方法を決定した。
小野 孝二*; 吉武 貴康*; 長谷川 隆幸*; 勝沼 泰*; 高橋 史明; 佐藤 薫; 遠藤 章; 伴 信彦*; 甲斐 倫明*
no journal, ,
CT線量評価システムWAZA-ARIは、成人日本人男女の平均的な体格及び臓器質量特性を持つボクセルファントムJM-103及びJF-103を用いた臓器線量データベースを用いて、CTの機種,撮影条件に応じたCT診断時の線量評価を行うものである。CT機器に装備されている自動露出機構AEC(Auto Exposure Control)は、CT診断画像の質と被ばく線量との関係を最適化するために必須の機能であり、その使用頻度は高い。これに対応するために、現在、AEC使用時における線量評価について開発を進めている。本発表では、AEC利用時も含めたWAZA-ARIの検証を行うために、複数の実機器及び物理ファントムを用いた実験によって得られた臓器線量の実測値と計算値とを比較検討した結果を報告する。
山口 恭弘
no journal, ,
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震は、原子力科学研究所の原子力施設及び一般施設の多くに被害を及ぼし、研究所のすべての機能が停止した。また、福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質が東海村にも飛来し、研究所における放射線管理業務をより困難なものとした。本発表では、このような状況下で実施された放射線管理業務の概要を紹介する。
薄井 利英; 三上 智; 中山 直人; 橋本 周; 鈴木 ちひろ*; 山崎 敬三*; 三澤 毅*
no journal, ,
中性子場に応じた線量評価を可能とするため、混合ガスを封入した比例計数管(以下、「複合型比例計数管」という)の開発を行っている。この複合型比例計数管は、熱中性子と高速中性子それぞれによる反応数の比に基づき、それぞれの場の中性子エネルギー分布状況に適した線量評価指標を抽出し、線量を推定するものである。これまでに、単色エネルギーの中性子場や原子炉容器周辺などの中性子場で試験し、その性能が確認されている。京都大学臨界集合体実験装置(以下、「KUCA」という)の加速器駆動未臨界炉周辺では、D-T反応により生み出される高速中性子(約14MeV)と原子炉からの熱中性子が混在する特有のエネルギー分布の中性子場であると想定される。その場において、複合型比例計数管を使用した線量評価法のより一層の適合性を確認するために、実験を行ったので報告する。
高橋 照彦; 新沼 真一; 二川 和郎; 大塚 義和; 武藤 康志; 酒井 俊也; 梅原 隆; 清水 勇; 海野 孝明; 山田 悟志; et al.
no journal, ,
過去に放射性液体廃棄物を輸送していた配管(以下、「廃液輸送管」という。)は、原子力科学研究所のホットラボ施設,ラジオアイソトープ製造棟などの原子力施設から発生した放射性液体廃棄物を放射性廃棄物処理場へ輸送するためのものである。廃液輸送管は、土中に直接埋設又はU字溝内に敷設された状態で、1964年から1987年まで使用した。その後、廃液輸送管内を洗浄し、閉止措置を施し、使用を停止して管理してきた。2008年度から撤去作業が行われ2012年度までに撤去する予定である。本報告は、2008年度から2010年度までに行われた廃液輸送管の撤去作業時における放射線管理について報告する。