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論文

原子力事故後の家屋内におけるさまざまな部材の拭き取り効率調査

森 愛理; 石崎 梓; 普天間 章; 田辺 務; 和田 孝雄; 加藤 貢; 宗像 雅広

保健物理, 54(1), p.45 - 54, 2019/04

Large quantities of radionuclides were released as a result of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. It is known that these radionuclides contaminated inside houses as well as outdoor environment. Considering the radiation protection of residents after a nuclear power station accident, it is important to know the influence of radionuclides inside houses to radiation dose to residents. In this study, we investigated removal factors and fractions of fixed contamination of various materials inside houses in Okuma Town, Futaba Town, and Namie Town to assess the contamination level inside house appropriately. Nine kinds of materials, fibers, woods (smooth), woods rough), glasses, concretes (smooth), concretes (rough), plastics, PVCs and metals, were used in examinations. The lowest and the highest removal factors were 23% - 16% of woods (rough) and 79% - 7.7% of glasses, respectively. Removal factors of all materials were higher than 10% which is recommended by Japanese Industrial Standard. The negative correlation was found between removal factors and fractions of fixed contamination. Using this correlation, the decontamination factor, which means the ratio of the activity removed from the surface by one smear sample to the activity of the total surface activity, was proposed. The air dose rate from the contamination inside house was calculated using obtained decontamination factors and removal factor of 10%. In the case using the removal factor of 10%, the air dose rate derived by indoor contamination was approximately 2 times higher than the case using obtained decontamination factors. We found that the air dose rate derived by indoor contamination was much lower than the air dose rate outside house, and the influence of indoor contamination on the external exposure was small.

論文

1954年に日本各地で観測された雨水中全$$beta$$放射能の再検討

辻村 憲雄

保健物理, 54(1), p.40 - 44, 2019/03

1954年のビキニ核実験を機に国内で始まった雨水中全$$beta$$放射能の観測は長い歴史を持っているが、初期の観測と現在の観測とでは、雨水試料の採取方法が大きく異なる。そこで、新旧の観測値を直接比較することを目的に、1954年のビキニ水爆実験のときの観測値を例に、現在の方法での値への換算を行った。その結果、1954年5月に京都で観測された雨水中全$$beta$$放射能は、1L当たり1,800Bq及び1km$$^{2}$$当たり11,000MBqとなり、1966年12月の中華人民共和国の核実験後に国内で観測された過去最大値の10分の1未満であった。

論文

市販の大気中放射性エアロゾル捕集用フィルタの表面捕集効率及び流量の安定性の評価

玉熊 佑紀*; 山田 椋平; 岩岡 和輝*; 細田 正洋*; 床次 眞司*

保健物理, 54(1), p.5 - 12, 2019/03

原子力事故後の汚染レベルと住民の内部被ばくを知るために、大気中放射性物質濃度測定が求められる。さらに、平常時においては肺がんのリスク因子である大気中ラドン子孫核種の測定も肺線量を評価するために重要である。これらの測定でよく用いられる方法は、フィルタ上に放射性エアロゾルを捕集し、そこから放出される放射線を計測する方法である(フィルタ法)。しかしながら、フィルタ法を用いた測定結果は、使用したフィルタの特性に強く依存することはよく知られており、高分解能かつ長期間の測定を実現するには、適切なフィルタを選択することが重要である。そこで本研究では、日本国内で市販されている6種類のフィルタについて「表面捕集効率(SCE)」と「流量の安定性」を調べた。日本の多くの原子力施設における環境モニタリングでは、セルロースガラス繊維濾紙(HE-40T)が用いられているが、本研究の結果によると、HE-40TのSCEはMerck社製混合セルロースエステル型メンブレンフィルタ(DAWP02500)のそれよりも低いことがわかった。さらに、DAWP02500の流量減衰率は2.9%と評価され、6つのフィルタの中で最も低かった。この結果は、DAWP02500が放射性エアロゾル捕集フィルタとして最も適していることを示唆している。

論文

第5回アジア・オセアニア放射線防護会議(AOCRP-5)への参加報告

迫田 晃弘; 岡崎 徹*; 橋詰 拓弥*

保健物理, 53(3), p.197 - 200, 2018/09

2018年5月20日$$sim$$23日にメルボルン(オーストラリア)で開催された、第5回アジア・オセアニア放射線防護会議(AOCRP-5)の概要を報告する。

論文

国際原子力機関環境研究所放射能測定研究所に留学して

河野 恭彦

保健物理, 53(2), p.119 - 122, 2018/06

平成28年4月6日から約1年間、原子力機構の原子力留学制度を利用して、モナコ公国に位置する国際原子力機関環境研究所(IAEA Environment Laboratories以下、「IAEA EL」という。)に留学した。IAEA ELは、原子力及び放射線技術を利用して、放射性物質や非放射性物質(水銀,カドミウムなど)による汚染から海洋環境を防護することを目的に1961年に設立された研究所であり、それに関する世界に先駆けた研究を行ってきた。本留学時において、海洋環境試料中の微量放射性核種の分析手法の高度化を研究テーマとし、またそのテーマに関連した業務(国際協力)に携わる機会を得た。本印象記においては、(1)IAEA ELについて、(2)著者の研究テーマ、(3)研究テーマに関連した国際協力の概要紹介、の3点について報告する。

論文

体格の異なる成人日本人ボクセルファントムの構築と外部光子照射に対する臓器線量評価への適用

佐藤 薫; 高橋 史明

保健物理, 52(4), p.247 - 258, 2017/12

放射線防護における重要な指標となる臓器線量は、人体モデルとして標準コーカサス人体格のICRPレファレンスファントム(男性: RCP-AM、女性: RCP-AF)を用いて導出する。一方、成人では、日本人の体格はコーカサス人よりも小さいため、これまでに成人日本人の平均的な体格を持つファントムJM-103(男性)及びJF-103(女性)を構築し、これらをPHITSと組み合わせた線量計算により、体格差が線量の変動に与える影響を解析してきた。一方、成人日本人の体格は幅広い分布を持つため、今回新たにJM-103及びJF-103の胸囲、腹囲、臀囲を成人日本人平均値に対して標準偏差のステップで変化させることで、各性について8種類の体格のファントム(男性: DJM、女性: DJF)を構築した。これらのファントムを用いた放射線挙動計算により、光子外部被ばくに対する臓器線量を解析した。この解析により、0.3MeV光子のISO照射条件について、日本人の約9割が含まれると想定される体格を模擬したファントムによる臓器線量は、RCP-AM及びRCP-AFによる結果と$$pm$$10%の範囲で一致すること等を明らかにした。

論文

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリングにおける東電原発事故後の平常の変動幅の設定

中野 政尚; 細見 健二; 外間 智規

保健物理, 52(4), p.275 - 284, 2017/12

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果については、旧原子力安全委員会決定の環境放射線モニタリング指針に従い、過去の測定値から「平常の変動幅」を設定し、測定値の評価に用いている。しかしながら、2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所(東電原発)事故により放出された放射性物質によって、空間放射線及び環境試料の一部で線量及び濃度レベルが上昇したため、「平常の変動幅」の更新が停止している。そのため、東電原発事故後の平常の変動幅の設定方法について検討するとともに、2015年までの測定値を用いて東電原発事故の影響を考慮した平常の変動幅を設定し、再処理施設からの異常な放出が無い状況で2016年度の測定値に適用したところ、一部を除き、平常の変動幅の範囲に含まれることが確認できた。本設定方法については、将来的に法令に基づく環境放射線管理報告へ適用し、測定値の評価に活用していく計画である。

論文

Mechanisms and modeling approaches of radon emanation for natural materials

迫田 晃弘; 石森 有

保健物理, 52(4), p.296 - 306, 2017/12

ラドンエマネーション(散逸)とはラドン原子が固体粒子から間隙空間へ散逸することをいう。これは環境ラドン被ばくの最初の過程である。ラドンが発がん物質として認識されて以降、散逸に関する実験や計算研究が盛んに行われてきた。我々の前回のレビュー論文では、実験データを整理し、天然物質からラドン散逸能が幅広いことを示した。また、水分のような環境条件が及ぼす影響についても議論した。本レビュー論文では、実験データの解釈に役立つであろうラドン散逸モデルの手法やその変遷を概説した。ラドン散逸の駆動力にはアルファ反跳や固体内拡散が考えられており、これらがモデルに組み込まれてきた。反跳に基づくモデル計算では、粒子内ラジウム分布や間隙サイズが重要な因子であることがわかっている。また、固体内拡散は、温度が数百度よりも高い場合にのみ重要となることが示されている。現在は、反跳したラドンが粒子内に留まった場合のその後の固体内挙動のモデル化が望まれている。

論文

原爆線量DS02の改訂版(DS02R1線量)

古田 琢哉

日本保健物理学会ホームページ(インターネット), 2 Pages, 2017/10

現在の国際的な放射線防護基準は、広島・長崎の原爆被爆者の長期にわたる健康調査とDS02推定方式による被爆者個人別の線量推定値を基に策定されている。DS02は被爆時の所在地や周囲の遮蔽条件等の被爆者個人別の詳細データを入力として線量値を推定するため、入力値の精度が線量推定値の精度、そして放射線リスクの評価の精度に直結する。本解説記事では、DS02線量推定方式の核となるシステム本体はそのままに、被爆者個人別の詳細データの改善とその影響について調べた論文(DS02R1)を紹介する。

論文

MOX燃料施設における眼の水晶体の線量評価の現状と課題

山崎 巧; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦

保健物理, 52(3), p.167 - 170, 2017/09

2011年4月、国際放射線防護委員会(ICRP)は、組織反応に関する声明(ソウル声明)の中で、作業者の水晶体の等価線量限度を現在の年間150mSvから大きく引き下げ、5年間平均で年間20mSvかつ単一年度で50mSvを超えないことと勧告した。これにより、海外でも自国の法令へこの新しい水晶体等価線量限度の取り入れに関する様々な検討がなされている。今後わが国でもこの新しい線量限度の法令取り入れについての検討が実施されることが予想される。これまで、国内の水晶体線量の測定・評価の現状については、IVR(interventional radiology)に係る医療従事者及び患者についての報告などが出されているが、原子力施設の放射線業務従事者の実態をまとめたものは少ない。そこで本稿では、日本原子力研究開発機構(JAEA)核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料製造技術開発施設及び再処理施設プルトニウム転換技術開発施設における水晶体の被ばく線量管理に係る測定の現状と課題を整理した結果を報告する。

論文

Evaluation of effective dose coefficient with variation of absorption fraction in gastrointestinal system for ingestion of radiocesium

Pratama, M. A.; 高原 省五; 波戸 真治*

保健物理, 52(3), p.200 - 209, 2017/09

本研究の目的は、胃腸管吸収率($$f_{1}$$ 値)の変動が預託実効線量換算係数にもたらす変化を特定することに加えて、年齢別に異なる$$f_{1}$$ 値に対する年齢別の預託実効線量換算係数を提供することである。この目的を達成するため、本研究では、$$f_{1}$$ 値を0から1の範囲で変化させて、1歳, 5歳および成人に対する預託実効線量換算係数を計算した。計算にはオークリッジ国立研究所の開発したDCALコードを利用した。この結果、吸収率が低くなると、他の年齢に比べて成人の換算係数が大きく減少することが分かった。これは、放射性セシウムが胃腸管で吸収された場合、その生物学的半減期は成人の方が長いため、1歳および5歳と比べて体内での被ばくが大きくなるためである。

論文

第23回若手勉強会、福島第一原子力発電所視察会、及び第10回学友会学生発表会の報告

松山 嗣史*; 鈴木 龍彦*; 右田 豊紀恵; 石井 康太*; 上野 智史*

保健物理, 52(3), p.226 - 230, 2017/09

日本保健物理学会若手研究会と学友会は、それぞれ定期的に勉強会や研究発表会を開催している。本印象記では、2016年12月9日(金), 10日(土)に開催された若手研究会の第23回若手勉強会、及び福島第一原子力発電所の視察、及び第10回学友会学生発表会についての開催概要、及び議論の内容を報告する。

論文

17th European ALARA Network workshop on ALARA in emergency exposure situationsに参加して

河野 恭彦; 高原 省五

保健物理, 52(3), p.236 - 239, 2017/09

2017年5月15日から17日の3日間、ポルトガルのリスボンにあるリスボン大学技術研究所原子力技術キャンパスにおいて、European ALARA Networkが主催する、「17th European ALARA Network workshop on ALARA in emergency exposure situations」が開催された。本報告はその参加印象記である。

論文

「日本放射線安全管理学会第15回学術大会」印象記

中嶌 純也

保健物理, 52(2), p.136 - 138, 2017/06

2016年11月30日から12月2日の3日間にかけて、岡山県岡山市にある岡山大学創立五十周年記念館において日本放射線安全管理学会第15回学術大会が開催された。本大会は各セッションのほか、特別講演、招待講演、モーニングレクチャー、シンポジウム、企画委員会セッションが組まれた。本稿では、筆者の所感を交えながら本大会の概要を報告する。

論文

希ガス計数を利用したプルーム通過時間帯決定によるモニタリングポスト測定値を用いた空気中$$^{131}$$I濃度推定手法の改良

山田 純也; 橋本 周; 瀬谷 夏美; 羽場 梨沙; 武藤 保信; 清水 武彦; 高崎 浩司; 横山 須美*; 下 道國*

保健物理, 52(1), p.5 - 12, 2017/03

本研究では、現在開発が進められているモニタリングポスト測定値を用いた迅速性のある空気中$$^{131}$$I濃度推定手法を改良することを目的としている。本推定手法はモニタリングポストのNaI(Tl)検出器で測定した空気由来の$$^{131}$$I計数率に、濃度換算係数を乗ずることで空気中$$^{131}$$I濃度を推定するものである。先行研究では、空気由来の$$^{131}$$I計数率を弁別するために必要となるプルーム通過時間帯の決定方法の不確定性により、推定精度が低下することが指摘されていた。本研究では、沈着のない$$^{133}$$Xe計数率の時間変化からプルーム通過時間帯を決定する方法を考案し、開発中の空気中$$^{131}$$I濃度推定手法に適用した。その結果、空気中$$^{131}$$I濃度の推定値は実測値に対しファクタ3以内になることを示した。

論文

ICRP, ICRUにおける防護量と実用量に関する最新の検討状況

遠藤 章

保健物理, 52(1), p.39 - 41, 2017/03

放射線の影響からヒトを防護するためには、被ばくの程度を定量化する必要がある。この目的のために、国際放射線防護委員会(ICRP)と国際放射線単位測定委員会(ICRU)は、防護量と実用量からなる線量の評価・測定の体系を提案した。この線量体系は、放射線防護の実務に広く定着し、利用されている。しかし、加速器の普及による高エネルギー放射線への対応など、現在の線量体系にはいくつかの解決すべき課題がある。これらの課題について、ICRPとICRUは連携して検討を進めており、近く、新たな線量体系を提案しようとしている。本発表では、現行の線量体系の見直しに関するICRPとICRUの検討の過程を概観し、今後導入されようとしている新たな線量体系について紹介する。

論文

「保物セミナー2016」印象記

真辺 健太郎

保健物理, 52(1), p.35 - 38, 2017/03

平成28年11月2日に大阪科学技術センターで「保物セミナー2016」が開催され、150名の参加があった。今回のセミナーは、「防護量と実用量 最新の動向」、「福島から考えるこれからのリスクコミュニケーション」及び「低線量放射線のヒトへの影響」の3つのテーマで構成されていた。各テーマでは、その分野の著名な専門家により、最新の動向や問題解決に向けた提案等の講演があった。他に、原子力規制庁の専門官による「放射線障害防止法関係の最近の動向」と題する特別講演があり、最近のトラブル事象や立入検査の実施状況、IAEAの総合的規制評価サービスを受け入れた結果等が紹介された。セミナーでは、各講演に対して、現在あるいは今後に想定される課題について参加者より質疑があり、その解決策等に関する議論も展開された。本稿は、セミナーでの講演や議論の概要、各テーマ等に関する著者の所感を取りまとめたものである。

論文

福島第一原子力発電所において採取した瓦礫試料の放射化学分析

佐藤 義行; 田中 究; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕

保健物理, 51(4), p.209 - 217, 2016/12

福島第一原子力発電所で発生した廃棄物の処理処分方策を検討するためには、事故廃棄物の核種組成を把握する必要がある。そのためには、測定が容易な$$gamma$$線放出核種のみならず、$$alpha$$線や$$beta$$線放出核種に対する放射化学分析データが必要である。そこで本研究では、1, 2及び3号機原子炉建屋内から発生した瓦礫の放射化学分析を行い、$$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{90}$$Sr, $$^{99}$$Tc, $$^{137}$$Cs, $$^{154}$$Eu, $$^{238, 239+240}$$Pu, $$^{241}$$Am、及び$$^{244}$$Cmの放射能濃度データを取得した。このうち、$$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co、及び$$^{90}$$Srについては、それぞれ$$^{137}$$Cs濃度との比例関係の傾向が見られた。瓦礫の核種組成については、1, 2及び3号機で異なることが示唆されたが、これは事故進展の違いを反映しているものと推測される。

論文

One-year measurements of $$gamma$$-ray background using a high-purity germanium detector

迫田 晃弘; 田中 裕史; 石森 有

保健物理, 51(4), p.245 - 250, 2016/12

本研究では、高純度ゲルマニウム半導体検出器による$$gamma$$線バックグラウンドを年間測定した。この結果、$$gamma$$線カウント($$^{214}$$Pb, $$^{214}$$Bi)と室内ラドン濃度の間に相関はなかった。これは、窒素ガスを検出器周辺へ導入することで、ラドンが十分に除去されていることを示している。また、主な天然核種のカウントは、年間を通じて数%$$sim$$数十%変動していたが、特徴的な季節変動はみられなかった。さらに、一年間で得られた全ての$$gamma$$線スペクトルを加算すると、通常の短時間測定では検出されない中性子誘導$$gamma$$線のピークが観察された。本研究で得られたデータは、$$gamma$$線スペクトロメトリの実践に有用な情報を与えると考えられる。

論文

Influence of the irradiation systems on beta-ray calibration for dosemeters; Characteristics of the beta-ray irradiation systems at the Facility of Radiation Standards (FRS) in JAEA

吉富 寛; 古渡 意彦

保健物理, 51(3), p.160 - 166, 2016/09

With regard to the calibration of dosemeters with $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y source, influence of the difference of beta-ray irradiation systems on the calibration results has been investigated. Two different types of beta-ray irradiation systems installed at the Facility of Radiation Standards (FRS) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) were chosen for the comparison. $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y sources of each system showed different depth-dose profiles reflecting their source structure. The difference in depth-dose curves implied the calibration results would be affect in the case of a thick dosemeter in particular. In order to confirm the influence of the difference of depth-dose curves, optically stimulated luminescence ring type dosemeters were irradiated with both systems. The results showed the calibration factors were slightly different as predicted from the depth-dose curves.

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