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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。
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。
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。
吉田 忠義; 辻村 憲雄
no journal, ,
臨界警報装置の更新に伴い、中性子と
線を区別せず両放射線による吸収線量率に比例した応答を持つ新型検出器を、東芝と開発した。本検出器は、モンテカルロ計算に基づく設計を元に、2004年に既存の線用検出器の予備品に減速材部分を追加する改造を行い、試作機を製作した。2005
2008年にかけて、(X)線及び中性子校正場を用いた放射線応答試験を行い、所期の性能を有していることを検証した。20062008年には、原子力科学研究所(原科研)過渡臨界実験装置(TRACY)を用いて、臨界事故を模擬したパルス状放射線を照射し、適切に作動することを確認した。本特性試験の結果を発表する。
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。
外間 智規; 眞田 幸尚; 山下 朋之; 柴 浩三; 百瀬 琢麿
no journal, ,
平成23年3月11日の東日本大震災に伴い、福島第一原子力発電所から放射性物質が大気中に放出された。放出された放射性物質は東海再処理施設内に到達し、放射線管理上の影響が無視できない状況となった。東海再処理施設の放射線管理では影響の大きさを3段階に分け、それぞれの状況に対応した放射線管理を行った。本発表では各状況における放射線管理の考え方、具体的な管理方法、今後の課題について述べる。
永岡 美佳; 河野 恭彦; 横山 裕也; 藤田 博喜; 住谷 秀一
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故に伴い、核燃料サイクル工学研究所ではこれまでの環境モニタリングを強化して対応してきた。この環境モニタリングのうち、今回の発表では、大気浮遊塵,降下塵,雨水中の線放出核種(ヨウ素,セシウム等),全放射能,トリチウム,ストロンチウム,プルトニウムの分析を行った結果を報告する。事故後、各試料に福島第一原子力発電所の影響が確認されており、これらの経時変化及びそれらの放射能比等について紹介するとともに、特に線放出核種分析結果の解析において考慮した点も報告する。
荻野 晴之*; 河野 恭彦; 嶋田 和真*; 谷 幸太郎*; 藤通 有希*
no journal, ,
日本における放射線防護の考え方は、国際放射線防護委員会(ICRP)の主勧告を尊重しており、これまでは主に1990年勧告に基づいてきた。現在は放射線審議会基本部会において、2007年勧告の国内制度取入れに関する審議が行われており、重要な項目については2011年1月に第二次中間報告書として審議結果が纏められた。さらに、日本は現在、福島原子力事故による緊急時被ばく状況や現存被ばく状況が広範囲に渡って存在するという未経験の条件の中での放射線防護の実践という新たな課題に直面している。本発表では、上記に対する若手研究会と学友会の考えを述べる。
水谷 朋子; 小沼 利光; 森澤 正人; 渡辺 一*; 菅井 将光*; 中田 陽; 住谷 秀一
no journal, ,
3月11日の東日本大震災に伴い発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の放射性物質放出の影響により、東海再処理施設周辺の13地点のモニタリングステーション・ポストでは3/15に最大で5
Gy/hの空間線量率が観測された。短半減期核種の減衰により4月下旬には最大時の10分の1に低下し500nGy/hを下回ったが、次第に放射性セシウムの影響が支配的となり、減衰やウェザリングによる5, 6, 7月の1か月間の低下量はそれぞれ最大で55,27,20nGy/hであった。低減策として行った局舎付近の松の枝払いでは10-60nGy/h、高圧洗浄機による屋上の付着物の除去では、最大で30nGy/h程度低下した。再処理施設周辺のモニタリングでは施設運転時に放出されるKr-85の監視が重要であり、これまでの監視結果として運転時には風下方位の局舎で数nGy/h-10nGy/h程度の上昇が観測されている。福島事故後、空間線量率が高い状態が続いているが、減衰や低減策の効果により再処理施設に起因する空間線量率の上昇が付加された場合にも弁別しうるレベルに近づいた。
Sr, 
Sr迅速分析法の適用河野 恭彦; 藤田 博喜; 檜山 佳典; 渡辺 均; 住谷 秀一
no journal, ,
従来、核燃料サイクル工学研究所の環境試料中におけるストロンチウム分析法は、分離精製法としてシュウ酸塩法を用いている。しかし、この方法ではSrは測定できるが、Srは測定できない。このため、福島第一原子力発電所事故にかかわる環境モニタリングにおいて、主な環境試料中の妨害元素の一つであるカルシウムとの分離作業なしで、SrとSrを測定することを目的に、従来、東海再処理施設の排水中Sr, Srの迅速分析法として開発した液体シンチレーションカウンタ法を環境試料へ適用するための検討をした。本研究では、空気中浮遊じん,土壌試料を対象とした。
和田 毅; 荒明 祐司; 植田 久男; 高崎 浩司; 清水 武彦; 伊藤 公雄
no journal, ,
原子力機構大洗研究開発センターでは、平成17年10月の2法人統合以降、旧原子力研究所(北地区)及び旧核燃料サイクル開発機構(南地区)の両法人の被ばく管理方式を引継ぎ、個人線量計はそれぞれガラスバッジ及びTLDバッジを使用して運用を行ってきた。しかし、個人被ばく管理の一元化を図るため、平成22年4月から、個人線量計をガラスバッジに一本化した。両線量計においては、感度,エネルギー特性の基本性能については実証済であるが、各現場での放射線状況において特性の違いによる大きな差がないことを確認するため、両線量計に対するフィールドでの1cm線量当量を測定して比較測定を行った。
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。
中川 雅博; 野嶋 峻; 藤井 克年; 宍戸 宣仁; 酒井 俊也; 梅原 隆; 清水 勇
no journal, ,
内部被ばく防護の手段として呼吸用保護具の着用がある。近年では安全性の高い電動ファン付全面マスクが開発されている。今回、電動ファン付全面マスクのうち呼吸連動型について、マンテスト装置を用いて防護性能試験を行い、ファンのない全面マスクと比較するとともに現場で使用するための防護係数を求めた。試験は通常の装着状態の他に、防護性能を低下させる状況を想定し、フィルタに詰まりが発生した状態、マスクと皮膚の間に隙間が生じた状態での漏れ率測定を行った。その結果、呼吸連動型全面マスクは安定した防護性能を維持することが確認できた。また、ファンを停止させた状態での漏れ率がファンのない全面マスクと同等以上であることを確認した。
斎藤 公明; 石榑 信人*; Petoussi-Henss, N.*; Schlattl, H.*
no journal, ,
原子力事故等により環境中に放出された放射性核種による外部被ばくにおいては、地面に沈着した核種による長期被ばくが重要となるケースが多い。本研究では、地面に沈着した核種が地中に移行して形成される指数関数分布線源に対する実効線量換算係数を整備した。このために、環境中及び人体内の放射線の挙動をモンテカルロ計算によりシミュレーションし、ICRP103並びにICRP60の両方の定義に基づく実効線量換算係数を計算し比較した。185核種を対象に求めた換算係数は、新旧実効線量の間で良い一致を示した。また、乳児に対する実効線量も評価し、成人との比較を行った。乳児の線量が成人の3倍に達する核種もあるが、一般には1.5倍以内に線量の違いが収まることが明らかになった。
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*
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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。