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論文

Study on migration behaviour of $$^{237}$$Np and $$^{241}$$Am in near-surface environments

田中 忠夫; Ya-Anant, N.*

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.303 - 306, 2011/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

環境モニタリング及び放射線防護の観点から、再処理施設等を起源として地表面に沈着した$$^{237}$$Np及び$$^{241}$$Amの環境動態について実験的に検討した。収着特性が異なる2種類の土:砂質土及び赤色土を対象として、土カラム表面に収着させた$$^{237}$$Np及び$$^{241}$$Amを模擬地下水で溶離させる実験を行った。砂質土間隙水中で、$$^{237}$$Npは陽イオン及び粒子状化学種で存在した。粒子状化学種は、砂質土と相互作用せずにカラム中を動いた。一方、陽イオン性化学種の移行は、可逆的なイオン交換反応と非可逆的な反応の両方に支配された。$$^{241}$$Amは比較的大きな粒子を形成し、土カラム内にトラップされた。赤色土表面に収着した$$^{237}$$Np及び$$^{241}$$Amは、溶離液注入量の増加とともにカラム深部へと移行した。収着メカニズムはイオン交換反応に支配され、移行挙動は分配係数モデルで評価可能であることを示した。

論文

WAZA-ARI; Computational dosimetry system for X-ray CT examinations, 1; Radiation transport calculation for organ and tissue doses evaluation using JM phantom

高橋 史明; 佐藤 薫; 遠藤 章; 小野 孝二*; 吉武 貴康*; 長谷川 隆幸*; 勝沼 泰*; 伴 信彦*; 甲斐 倫明*

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.241 - 243, 2011/07

 被引用回数:16 パーセンタイル:80(Environmental Sciences)

CT検査における被検者の被ばく線量を評価するため、web上で動作する線量評価システムWAZA-ARIを開発している。WAZA-ARIは、撮影条件を入力すると、システムに内蔵する臓器・組織線量のデータベースから、条件に対応するデータセットを抽出し、線量を評価する。本研究では、被検者の撮影時の条件等を詳細にモデル化し、PHITSコードを用いた放射線輸送計算により、線量データベースを作成する方法を確立した。ここで、人体モデルとして、身長(171cm)及び体重(65kg)が、日本人の成人男性の平均値に近いJMファントムを用いた。このファントムは、およそ1mm角のボクセルで小さな臓器も厳密に再現し、臓器質量は日本人男性の平均値に近い。また、胴体のCT検査では腕を頭上に置くため、両腕を胴体側面から除去したモデルも導入した。これらのモデルを用いて、CT装置に導入されているビーム成形フィルタでの光子減弱を考慮した輸送計算で、各臓器の線量を計算した。その結果、JMファントムと従来の解析で使用されていたMIRD型ファントムによる臓器線量に有意な差が見られ、精密な人体モデルの利用の必要性が確認された。

論文

WAZA-ARI; Computational dosimetry system for X-ray CT examinations, 2; Development of web-based system

伴 信彦*; 高橋 史明; 小野 孝二*; 長谷川 隆幸*; 吉武 貴康*; 勝沼 泰*; 佐藤 薫; 遠藤 章; 甲斐 倫明*

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.244 - 247, 2011/07

 被引用回数:16 パーセンタイル:80(Environmental Sciences)

CT検査における被ばく線量を正確に評価するため、webシステムWAZA-ARIを開発中である。WAZA-ARIは、放射線輸送計算コードPHITSにJMファントムを組み込んで解析した臓器線量を計測可能な線量に規格化し、そのデータベースをXMLファイル形式で保存している。また、線量評価をネットワーク上のwebブローザーによりアクセス可能なLinuxサーバーで実行するため、ユーザーは表示画面を通じて撮影条件を設定する。ここで設定した条件に対して、最適なデータセットが選択され、撮影範囲内にあるデータを合算して臓器線量を算出する。この計算処理では、X線管の回転時間、ビームピッチというCTスキャニングに関係するパラメータが考慮され、臓器線量の最終結果はスキャニング中の総電流値(mAs)及びCT撮影の線量指標(CTDI)に基づき算出される。現在、規格化された線量データの整備は、未だ数種類のCT機種に限られているが、WAZA-ARIは高い有用性,簡便なメンテナンス法を既に達成した。また、さらなる適用の拡張に関する可能性を検討中である。

論文

Impact of the introduction of ICRP publication 103 on neutron dosimetry

佐藤 達彦; 遠藤 章; 保田 浩志*; 仁井田 浩二*

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.183 - 185, 2011/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.72(Environmental Sciences)

国際放射線防護委員会ICRPは、その2007年勧告で、最新の科学的知見に基づき実効線量の定義を変更した。これに伴い、フルエンスから実効線量への換算係数の改訂が必要となった。そこで、われわれは、新勧告に基づき、放射線輸送計算コードPHITSを用いて、中性子・陽子に対する実効線量換算係数を計算した。そして、新旧の実効線量換算係数を用いて、高エネルギー加速器の作業員や航空機乗務員の実効線量を計算し、新勧告の導入が高エネルギー放射線防護に与える影響について検討した。その結果、新勧告に基づく加速器作業員や航空機乗務員に対する実効線量は、旧勧告に基づく値と比較して小さくなることがわかった。これは、おもに、放射線荷重係数の改訂に起因すると考えられる。

論文

Verification analysis of thermoluminescent albedo neutron dosimetry at MOX fuel facilities

中川 貴博; 高田 千恵; 辻村 憲雄

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.140 - 143, 2011/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

TLアルベド線量計(TLAD)の評価値は、中性子エネルギースペクトルに大きく依存する。このため、筆者らは固体飛跡検出器(SSNTD)を組合せたTLADを中性子被ばくが見られる作業者に対して配付してきた。これは、両線量計の指示値の比($$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$)が中性子スペクトルの硬さの指標になるからである。ここでは、最近の$$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$を把握すること、またTLADの換算係数の修正が必要なほど、作業環境が変化していないことを確認することを目的とした。分析の結果、$$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$は10-20(3.363mm$$^{-2}$$)/(mSv $$^{137}$$Cs eq.)であった。これは、1991-1993年度の分析データよりも小さい値である。$$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$の減少の原因として、作業者のグローブボックス近傍での作業の減少が考えられる。一方、90年代から作業環境中の中性子スペクトルは大きく変化していないことから、TLADでの中性子線量評価は妥当であったと言える。

論文

Management of cosmic radiation exposure for aircraft crew in Japan

保田 浩志*; 佐藤 達彦; 米原 英典*; 小佐古 敏荘*; 藤高 和信*; 佐々木 康人*

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.123 - 125, 2011/07

 被引用回数:13 パーセンタイル:71.79(Environmental Sciences)

我が国における航空機乗務員の被ばく管理は、文部科学省放射線審議会が2006年に策定したガイドラインに基づき、2007年度より開始されている。放射線医学総合研究所では、その被ばく管理のため、原子力機構が開発した宇宙線スペクトル計算モデルPARMAに基づいて航路線量を計算するプログラムJISCARD-EXを開発し、その結果を航空会社に提供している。発表では、JISCARD-EXを用いて計算した2007年度の航空機乗務員被ばく線量について報告する。

論文

Development of a microcalorimeter with transition edge sensor for detection of LX rays emitted by transuranium elements

中村 圭佑; 前田 亮*; 安宗 貴志*; 前畑 京介*; 石橋 健二*; 田中 啓一*; 梅野 高裕*; 高崎 浩司; 百瀬 琢麿

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.88 - 91, 2011/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.72(Environmental Sciences)

エネルギー分散型のX線検出器として超伝導相転移端温度計(TES)型マイクロカロリーメータの研究が行われている。TES型マイクロカロリーメータは熱検出器であり、入射光子のエネルギーを温度上昇として測定する。本研究では、超ウラン元素から放出されるLX線を計測するため、吸収体に厚さ5$$mu$$mのAuを用いたTES型マイクロカロリーメータを開発した。さらに、冷却システムには液体ヘリウムを用いないギフォード・マクマホン冷凍機を搭載した希釈冷凍機を用いた。このシステムの性能評価のため$$^{241}$$Amより放出されるLX線の検出を行った。その結果、エネルギー分解能が約80eVとなり、TES型マイクロカロリーメータによるLX線検出が有効であることがわかった。

論文

Development of new analytical method based on $$beta$$-$$alpha$$ coincidence method for selective measurement of $$^{214}$$Bi-$$^{214}$$Po; Application to dust filter used in radiation management

眞田 幸尚; 田辺 陽一郎*; 飯嶋 信夫; 百瀬 琢麿

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.80 - 83, 2011/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.72(Environmental Sciences)

ウラン系列核種に属す放射性核種の$$^{214}$$Biと$$^{214}$$Poのペアは、核燃料取り扱い施設の放射線管理に必要である空気中放射性物質濃度測定を妨げる。$$^{214}$$Bi($$alpha$$)と$$^{214}$$Po($$beta$$)の時間間隔は$$^{214}$$Po(164$$mu$$s)が短い半減期のため、人工の放射性核種よりはるかに短い。空気中放射性物質濃度測定は$$^{214}$$Bi-$$^{214}$$Poの選択的測定で、このバックグラウンドを引き算できる。この研究の目的は、$$^{214}$$Bi-$$^{214}$$Poの選択的測定のための$$beta$$-$$alpha$$同時計数法に基づく新しい分析方法(時間間隔解析法:TIA)を開発することにある。開発された方法は実際に使用されているダストフィルタ測定に適用された。

論文

Dose evaluation from multiple detector outputs using convex optimisation

橋本 周; 飯本 武志*; 小佐古 敏荘*

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.65 - 68, 2011/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

複数検出器を使った線量評価は閉凸空間最適化法で向上できる。これにより、放射線場に応じた柔軟な線量評価を可能にする。中性子周辺線量当量は混合ガス比例計数管で評価した。線量評価値の信頼性は現行の線量計と同程度であった。また、個人線量計への適用も検討した。応答特性の直交性の高い線量計の組合せが、線量評価の適性が高い傾向にあることがわかった。

論文

Computer simulations for internal dosimetry using voxel models

木名瀬 栄; Mohammadi, A.; 高橋 聖; 斎藤 公明; Zankl, M.*; Kramer, R.*

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.191 - 194, 2011/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.36(Environmental Sciences)

At the Japan Atomic Energy Agency (JAEA), several studies have been conducted on the use of voxel models for internal dosimetry. Absorbed fractions (AFs) and S values have been evaluated for preclinical assessments of radiopharmaceuticals using human voxel models and a mouse voxel model. Computational calibration of in vivo measurement system has been also made using Japanese and Caucasian voxel models. In addition, for radiation protection of the environment, AFs have been evaluated using a frog voxel model. Each study has been made by using Monte Carlo simulations. Consequently, it was concluded that these data by Monte Carlo simulations and voxel models could adequately reproduce those by measurements. Voxel models were found to be significant tools for internal dosimetry since the models are anatomically realistic.

論文

Radiation protection at nuclear fuel cycle facilities

遠藤 邦明; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.119 - 122, 2011/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.36(Environmental Sciences)

Radiation protection methodologies concerned to individual monitoring, workplace monitoring and environmental monitoring in nuclear fuel facilities have been developed and applied to facilities in NCL of JAEA over 40 years. External exposure to photon, beta-ray and neutron and internal exposure to alpha emitter are important issue for radiation protection in these facilities. Airborne monitoring, surface contamination monitoring to alpha emitters and beta/photon emitters are also essential to workplace monitoring to avoid internal contamination of the personnel. Criticality accident alarm system developed by JAEA has been proven through the application to the facilities for long time. Centralized area monitoring system has been effective for emergency situation. Air and liquid effluents from the facilities are monitored by continuous monitors or sampling methods to comply with regulations.

論文

The Investigation and consideration for introduction of surface contamination evaluation method based on JIS

薄井 利英; 高嶋 秀樹; 岩佐 忠敏; 浜崎 正章

Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 3 Pages, 2010/05

As to the evaluation method of surface contamination used in radiation control of ORDC, where an evaluation method of surface contamination provided by JIS (Z4329, Z4334, Z4504: 2008) is introduced, an influence on radiation control was investigated. As a result of the investigation, measurement conditions and radiation control method need to be changed where the evaluation method according to JIS (Z4329, 4334, 4504; 2008) is adopted. The operated radiation control may not be able to maintain because the detection limit is higher than current one. Therefore the procedure of surface contamination control of JIS (Z4329, 4334, 4504: 2008) should be adopted after reviewing details considering the reasonableness of radiation control.

論文

Monitoring network of atmospheric Radon-222 concentration in East Asia and backward trajectory analysis of Radon-222 concentration trend at a small solitary island on Pacific Ocean

大倉 毅史; 山澤 弘実*; 森泉 純*; 平尾 茂一*; Guo, Q.*; 遠嶋 康徳*; 飯田 孝夫*

Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 3 Pages, 2010/05

大気中$$^{222}$$Rnを大気の広域輸送の諸現象を解明するためのトレーサーとするため、東アジア域において大気中$$^{222}$$Rn濃度の連続測定ネットワークを構築した。北京,名古屋,舳倉島,八丈島,波照間島などにおいて測定した。陸域に位置する北京,名古屋において高い濃度の$$^{222}$$Rnが観測され、海域に位置する八丈島,波照間島においては、低い濃度の$$^{222}$$Rnが観測された。大気中$$^{222}$$Rn濃度の季節変動では、夏季に最も低く冬季に最も高い傾向が見られる。短周期の変動トレンドは、北京,名古屋では、1日周期の変動が見られ、八丈島,波照間島においては、1日周期の変動は観測されず、数日周期の変動が観測された。八丈島での大気中$$^{222}$$Rn濃度の数日周期変動は、総観規模の大気擾乱に依存していることが確認された。後方流跡線を用いて、八丈島における大気中$$^{222}$$Rn濃度と大気の輸送経路の関係を解析したところ、八丈島における大気中$$^{222}$$Rn濃度は大気の輸送経路に密接に関係しており、八丈島で観測される$$^{222}$$Rnは、おもに中国大陸北部からシベリアや日本列島を起源とした$$^{222}$$Rnの長距離輸送成分に強く依存することが明らかになった。

論文

Development of a hand-held fast neutron survey meter

吉田 忠義; 辻村 憲雄; 山野 俊也*

Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 3 Pages, 2010/05

反跳陽子を測定するZnS(Ag)シンチレータを用いた中性子サーベイメータを開発した。プローブはコンパクトな大きさで携行性に優れ、重量は約2kgである。MOX燃料施設を模擬した減速中性子校正場を用いた性能試験と、MOX燃料施設内の中性子スペクトルが既知の実際の作業場において、減速材を用いた従来の測定器との比較測定試験を行った。その結果、MOX燃料施設の作業場で満足な性能を示すことを確認した。本測定器によって、従来の測定器では難しかった、より細やかな中性子モニタリングが可能になると期待される。

論文

Prediction analysis of dose equivalent responses of neutron dosemeters used at a MOX fuel facility

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵

Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 3 Pages, 2010/05

MOX燃料製造施設作業環境において中性子線量計がどれだけ正確に中性子線量当量(率)を測定することができるか予測するため、中性子線量計の線量当量レスポンスの計算をスペクトルフォールディング法によって行った。選択した線量計は、二種類の個人線量計(熱ルミネセンスアルベド中性子線量計・電子式中性子線量計),三種類の減速材付き中性子サーベイメーター,$$H$$$$_{rm p}$$(10)モニタと呼ばれる特別の計測器だった。本計算によって、仕事場中性子フィールドで観測された中性子スペクトルの変動範囲におけるそれらのエネルギー依存性が明らかになった。

論文

Development of calculation code for estimating radiation dose for hypothetical accident of nuclear facility considering radioactive decay chain during atmospheric dispersion of released radionuclides

竹安 正則; 中野 政尚; 住谷 秀一; 根本 宏美*; 菅野 光大*; 黒澤 直弘*

Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/05

原子力施設の想定事故時の一般公衆の線量評価は、気象指針に記述された拡散式をもとに解析が行われる。しかし、気象指針の拡散式では放出核種の大気拡散中での放射性崩壊を考慮していない。そのため、半減期が数分以内の極短半減期核種が放出されることが想定される事故時においては、崩壊を考慮しないと線量を過大に評価することになる。本研究では、短半減期核種の大気拡散時の放射性壊変を考慮し想定事故時の線量を計算できるコードを開発・検証した。さらに、仮想的臨界事故時の線量を試算し、放射性壊変と考慮した場合と考慮しなかった場合について比較・検討を行った。

論文

Equations for estimating chest wall thickness in lung counting at JAEA-NCL

金井 克太; 栗原 治

Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 3 Pages, 2010/05

被験者の胸部厚は、Pu同位体又は$$^{241}$$Amといったアクチニドの吸入による肺負荷量を、肺モニタにより決定するための重要な要素である。これまで多くの研究者により提案された体格指標の関数としてのCWT予測式は、超音波測定装置によるCWT測定に基づいている。本研究では、われわれの被験者のCWTデータからこのような式を導出し、われわれが現在使用している肺モニタによる測定への適用性を、大半のPu化合物の体内摂取事例において検出される唯一の指標となりうる$$^{241}$$Amの量の精度を中心に評価した。導出した式の誤差は、CWTの実測値に対して-8mmから+6mmの範囲となり、直接測定における性能基準に適合した。しかしながら、われわれの肺モニタの測定ジオメトリの変化に起因するCWTの変化の影響を明らかにするための、さらなる研究が必要である。

論文

Effect of density on absorbed doses in a mouse voxel phantom

Mohammadi, A.; 木名瀬 栄

Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 3 Pages, 2010/05

The accurate dosimetry for murines such as mice is necessary since they are widely used in preclinical evaluations of new radiopharmaceuticals. Dose of organs in these animals can be evaluated in a voxel mouse phantom, which has a realistic anatomy, by Monte Carlo methods. Dose of each organ depends on density of that organ and the other organs around. In this study, we evaluated the effect of bones and lungs density on photon and electron absorbed fractions (AFs) and S values for $$^{131}$$I and $$^{90}$$Y nuclides in major organs and whole body of the Digimouse phantom. Source was considered to be distributed uniformly in the whole body of the mouse phantom. AFs and S values were evaluated by Monte Carlo methods in homogeneous and heterogeneous Digimouse phantoms. The density of skeleton and lungs in homogeneous phantom were changed to make the heterogeneous phantom. From the results it was found that the density changes affected on AFs and S values of all organs specially the heart however the effect in whole body was really much smaller than each individual organ. It shows that whole body dose is not sufficiently good as a quantity for accurate dosimetry.

口頭

Comparison of calibration factors for dosemeters at $$^{241}$$Am-Be neutron standard fields using new and old sources

古渡 意彦; 立部 洋介; 佐藤 康夫; 川崎 克也; 吉澤 道夫

no journal, , 

原子力科学研究所放射線標準施設棟での$$^{241}$$Am-Be線源による中性子校正場を効率よく運用するため、新旧の$$^{241}$$Am-Beを交互に使用することを検討している。このとき、新旧どちらの線源を使用した場合でも、被校正物である中性子線量計に対して同一の校正定数を値付けできることが必須である。本報告では、日本で広く普及している中性子サーベイメータと電子式個人線量計を使用して、新旧$$^{241}$$Am-Be線源を使用した中性子校正場で同一の校正定数が得られるかどうか、実験的に検証した。それぞれの線量計から得られた校正定数は、校正機関の相互比較で使用されるE$$_{n}$$数を用いて比較した。本来は、E$$_{n}$$数が1以下である場合、両者の値が一致としているが、本報告では線源のみの違いを評価するため、判定基準を0.5と厳しくした。実験及び評価の結果、サーベイメータ及び電子式個人線量計の両方で、基準を大きく下回る結果が得られた。これを受けて、新旧いずれの$$^{241}$$Am-Be線源を使用して線量計を校正しても、同一の校正定数が得られることが証明できた。

口頭

Radiation protection guidelines for releasing commodities from radiation controlled areas

山本 英明

no journal, , 

管理区域からの物品の持出に対する管理は、物品の表面汚染密度に対して設定された基準値に基づいて行われている。現行基準値は約40年前に、当時の放射線防護上の知見に基づいて導出された。日本保健物理学会放射線防護標準化委員会では、物品持出にかかわる放射線防護の実態調査結果に基づき、表面汚染に関する防護規準改訂の検討を進めている。本報告では、検討にあたっての論点,検討の状況と方向性等を説明する。

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