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高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04
被引用回数:3 パーセンタイル:24.22(Nuclear Science & Technology)臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。
遠藤 章; 山口 恭弘; Eckerman, K. F.*
JAERI 1347, 114 Pages, 2005/02
医学,環境,放射線防護等の分野において、人体の被ばく線量計算上必要とされる1034核種について、新しい崩壊データを編集した。崩壊データは、2003年版の評価済み核構造データファイルENSDF(Evaluated Nuclear Structure Data File),最新の原子質量データベースNUBASE2003/AME2003を用いて編集された。各核種のENSDFについて、放出される放射線のエネルギー及び放出率を計算するうえで重要となるレベルスキーム,規格化定数等の評価及び修正を行った。このENSDFから、EDISTR04コードを用いて、放射性核種の崩壊、それに続く原子の緩和過程から放出される放射線のエネルギー及び放出率を算定した。EDISTR04は、ICRP Publication 38(ICRP38)の編集に用いられたEDISTRコードをもとに開発されたコードであり、最新の原子データを取り込み、X線,Auger電子等に対する計算方法について改良がなされている。編集されたデータについて、種々の実験データや評価済みデータライブラリとの比較を行い、その信頼性を評価した。DECDC2と呼ばれるこのデータファイルは、現在、線量計算に使用されているICRP38に置き換わるものであり、今後、さまざまな分野における線量計算に幅広く利用される。
遠藤 章; 山口 恭弘; Eckerman, K. F.*
Radiation Protection Dosimetry, 105(1-4), p.565 - 569, 2003/09
被引用回数:12 パーセンタイル:62.23(Environmental Sciences)ICRP Publ.38に替わる線量計算用の新しい放射性核種崩壊データベースを開発するために、開発の手順及びそれに係る技術的課題について述べる。データベースの開発には、(1)評価済核構造データファイル (ENSDF) に対する整合性の評価,(2)データ編集に用いるEDISTRコードの改良,(3)他のデータベース等との比較による信頼性評価が必要である。これに対し、これまで原研が進めてきた線量計算用崩壊データベースDECDCの開発で得られた成果及び経験に基づき、データベース開発の進め方について、その方向と具体的方法について述べる。
高橋 史明; 山口 恭弘; 岩崎 みどり*; 宮澤 忠蔵*; 浜田 達二*; 船曳 淳*; 斎藤 公明
Radiation Protection Dosimetry, 103(2), p.125 - 130, 2003/01
被引用回数:4 パーセンタイル:31.64(Environmental Sciences)光子外部被ばくに対して歯エナメル質が受ける線量を、頭部物理ファントム内に置いた歯のサンプルを用いたESR線量計測法により調査した。この他に歯領域における線量をTLD検出器を用いて測定した。ボクセル型ファントムを物理ファントムのCT画像から作成した。このボクセル型ファントムを用いたモンテカルロ計算により、実験結果の解析を行った。これらの手法により得られたデータは、既に改良MIRD型ファントムを用いた計算により得られたエナメル質線量と比較,検討した。本研究により、MIRD型ファントムを用いた計算により得られたエナメル質線量から臓器線量への換算係数は、ESR線量計測によるレトロスペクティブな個人線量推定に適用可能であることが明らかとなった。その一方で、100keV以下の光子入射に対しては、頭部の大きさ及び構造がエナメル質線量に影響を与える可能性があることが示された。
小嶋 拓治; 箱田 照幸; 須永 博美; 瀧澤 春喜; 花屋 博秋
Proceedings of 9th International Conference on Radiation Curing (RadTech Asia '03) (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00
300keV電子線について、受感部の厚さが8-mのガフクロミックフィルム線量計により線量率測定を、試作したアルミ製全吸収型カロリメータによりエネルギーフルエンス測定をそれぞれ行うとともに、深部線量分布の半経験的計算をEDMULTコードにより行った。そして、空気中の深さに対する線量率分布及びエネルギーフルエンスに関する3つの方法による予備知見結果を比較した。これらの結果に基づき、300keV電子線の線量測定に対する影響因子について議論した。
高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘
Radiation Protection Dosimetry, 106(3), p.197 - 206, 2003/00
被引用回数:4 パーセンタイル:31.64(Environmental Sciences)臨界事故時の中性子被ばくによって、体内に生成されるNaから全身平均吸収線量への迅速な換算に必要なデータを最近の手法を用いて解析した。核分裂性ウランを含む体系について、MCNP-4Bコードを用いて中性子及び線エネルギースペクトルを計算した。また、MIRD-5型ファントム及び計算されたエネルギー分布を用いて、外部被ばくに対する全身線量及び体内におけるNaの生成量を計算シミュレーションにより解析した。初期の医療措置に必要なデータを供給するためには、中性子による被ばく線量の評価が重要となることがわかった。一方で、体内で発生する捕獲線による線量は、被ばくの状況により変化しなかった。人体の燃料体に対する事故時における向き及び大きさが、線量換算へ与える影響も解析した。このほか、本研究は中性子線量から外部光子による線量を推定する場合、燃料体の大きさ及びそれを覆う材質の情報を必要とすることを明らかにした。
坂本 幸夫
JAERI-Research 2002-025, 34 Pages, 2002/11
原子力施設の防災対策では、施設内外での放射線の線量当量率分布及びエネルギースペクトルの評価が必要であり、施設独自の建家構造を考慮した詳細解析には3次元放射線輸送計算コードが有用なツールとなる。平成11年9月30日に発生したJCOウラン加工工場の臨界事故解析を、モンテカルロ法の放射線輸送計算コードで行い、線量率分布及びエネルギースペクトルの信頼性,敷地外側での線量率分布に影響する因子を検討した。事故現場の転換試験棟を直接見通すことのできる事務棟2階会議室での実測値を再現し、「中性子計数率の時間変化パターン」に従った臨界状態の出力を満たす放射線輸送計算の条件を検討した。壁材及び天井材に用いられている軽量気泡コンクリートに水分量を0.15g・cm程度追加すれば、妥当な結果が得られることを見いだした。また、他のモニタリング位置に関してはファクター3の範囲内で実測値を再現できる値を得た。さらに、事故終息後の線の線量当量率評価から、臨界直後の変動の大きい期間の核分裂数とその後の事故終息までの変動の小さい期間の核分裂数の比率を評価し、「中性子計数率の時間変化パターン」と矛盾のないことを確認した。
横山 須美; 野口 宏; 龍福 進*; 佐々木 利久*; 黒澤 直弘*
JAERI-Data/Code 2002-022, 87 Pages, 2002/11
D-T燃焼核融合炉の燃料として使用されるトリチウムは、国際熱核融合実験炉(ITER)のような核融合実験炉の安全評価上最も重要な核種である。そこで、我が国における核融合実験炉の許認可申請や安全評価法の検討に資するため、施設の事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRIを開発した。ACUTRIは、トリチウム特有の環境中移行モデルと国際放射線防護委員会(ICRP)の線量評価モデルに基づき個人のトリチウム線量を評価するコードである。本コードは、従来の原子力施設に対する安全評価法との整合性を図るため、原子力安全委員会の指針に準じた気象に関する統計計算も可能となっている。トリチウムガス(HT)とトリチウム水(HTO)の大気拡散モデルにはガウスプルームモデルを使用した。本コードで考慮した内部被ばく経路は、施設から大気中に放出されたトリチウムの1次プルームからの吸入被ばく及び地表面に沈着した後、大気へ再放出したトリチウムの2次プルームによる吸入被ばくである。本報告書は、ACUTRIコードの概要,使用マニュアル,試算結果等についてまとめたものである。
佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1237 - 1246, 2002/11
被引用回数:27 パーセンタイル:83.24(Nuclear Science & Technology)核融合炉ダクト周囲の停止後線線量率評価を目的に、モンテカルロ中性子及び崩壊線輸送計算を応用した計算手法を提案した。即発線スペクトルを崩壊線スペクトルに置き換えることによりモンテカルロ崩壊線輸送計算を行い、崩壊線線量率を評価した。統計誤差を向上させるために、ウェイトウィンドウ法の応用と崩壊線発生位置の特定による分散低減手法を提案した。本計算手法を用いて、ITERメンテナンス及びNBIダクトの遮蔽解析を行った。統計誤差の小さい計算解が得られ、遮蔽設計計算に対する本計算手法の有効性を実証した。また、中性子束の崩壊線線量率換算係数の空間依存性が大きいことを明らかにし、精度良い評価を行うためには本計算手法が必要であることを指摘した。
遠藤 章; 山口 恭弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1433 - 1436, 2002/08
放射性核種による外部及び内部被ばく線量の計算には、ICRP Publ. 38の崩壊データが広く利用されている。しかし、Publ. 38は発行後18年が経過し、新しい核構造データに基づく再評価が必要になっている。本研究では、1997年版の評価済核構造データファイル(ENSDF)を用いて崩壊データを編集し、Publ. 38との比較,分析を行った結果について報告する。本研究により、ICRP Publ. 38改訂のための指標を提供することができた。
遠藤 章; 山口 恭弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.689 - 696, 2001/08
被引用回数:4 パーセンタイル:33.39(Nuclear Science & Technology)ICRP Publ.38に収納されている817核種及び新たな6核種のアイソマー並びにPubl.38にない190核種に対して、線量計算に用いる新しい崩壊データファイルを編集した。崩壊データファィルの編集には、1997年8月版のENSDF崩壊データセットを用いた。各崩壊データセットについて、放出放射線のエネルギー及び放出率の計算に重要な基本性質を、NUBASEと照会し更新した。また、強度バランス等に不具合のあるデータセットに対しては、レベルスキーム,規格化定数等を分析し、修正を行った。評価,修正後の崩壊データセットをもとに、EDISTRコードを用い、崩壊に伴い放出される放射線のエネルギー及び放出率を計算した。編集された崩壊データは、Publ.38及びNUCDECAYの2種類の形式のデータファイルとして整備された。本データファイルは、放射線防護における線量計算に広く利用されるとともに、Publ.38の改訂のための有用な情報を提供する。
遠藤 章; 山口 恭弘
JAERI-Data/Code 2001-004, 157 Pages, 2001/03
ICRP Publication 38(Publ.38)に収録されている817核種及び新たな6核種のアイソマーに対して、線量計算に用いる新しい崩壊データを編集した。崩壊データの編集には、1997年8月版の評価済核構造データファイル(ENSDF)の崩壊データセットを用いた。各崩壊データセットについて、放出放射線のエネルギー及び放出率の計算に重要な基本性質を、核レベル・崩壊データベースNUBASEとの照会により更新を行った。また、エネルギー,強度バランス等に不具合のあるデータセットに対しては、データセットのフォーマット,レベルスキーム,規格化定数等を分析し、修正を行った。評価,修正後の崩壊データセットをもとに、EDISTRコードを用い、崩壊に伴い放出される線,線,線,内部転換電子,X線,Auger電子のエネルギー及び放出率を計算した。編集された崩壊データは、Publ.38及びNUCDECAYの2種類の形式のデータファイルとして整備された。本データは、放射線防護における内部及び外部被ばく線量評価に広く利用されるとともに、ICRP Publ.38の改訂のための有用な情報を提供するものと考えられる。
遠藤 章; 山口 恭弘; 坂本 幸夫; 吉澤 道夫; 津田 修一
Radiation Protection Dosimetry, 93(3), p.207 - 214, 2001/00
被引用回数:6 パーセンタイル:44.09(Environmental Sciences)JCO臨界事故における事故現場周辺の主たる放射線被ばくは、ウラン溶液が注がれた沈殿槽内の核分裂反応で発生した中性子及び線によってもたらされた。そこで、周辺住民の線量を評価するために、JCO敷地内外におけるモニタリングデータ及び放射線輸送シミュレーション手法を用いて、周辺環境における中性子及び線の線量当量を評価した。事故発生から終息までの期間における時刻及び距離ごとの積算線量を算出した。その結果、避難要請が行われた350m圏以遠の住民等の線量は、1mSv以下と推定された。本評価値は、家屋の遮蔽性能及び行動調査とあわせて、各個人の線量を推定するための基礎データとなった。
遠藤 章; 山口 恭弘
Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 8 Pages, 2000/05
放射性核種に対する被ばく線量計算において、現在最も広く用いられているICRP Publ.38の崩壊データベースについて、最新の核構造データに基づく再評価及び追加データの整備を行った。Publ.38に収録されている820核種について、1997年版のENSDFを用い崩壊データを編集し、Publ.38との系統的な比較を行った。その結果、崩壊データの更新を必要とする核種が多数あることを明らかにし、Publ.38の改訂のための指標を得た。また、半減期10分以上の核種でPubl.38に収録されていない162核種について、新たに崩壊データを編集し、データファイル及びデータ集として整備した。これらは、今後、放射線防護における内部及び外部被ばく線量評価に幅広く利用できる。
遠藤 章; 田村 務*; 山口 恭弘
JAERI-Data/Code 99-035, 355 Pages, 1999/07
半減期10分以上の核種の中で、ICRP Publ.38に収録されていない162核種について、被ばく線量計算用崩壊データを編集した。データの編集には、1997年8月版の評価済核構造データファイル(ENSDF)の崩壊データセットを用いた。対象とするデータセットについて、核レベル・崩壊データベースNUBASEとの照会、ENSDF評価用プログラムによる解析等を行い、データセットの分析及び修正を行った。これらのデータセットから、EDISTRコードを用い、崩壊に伴い放出される線、線、線、内部転換電子、X線、Auger電子等のエネルギー及び放出率を計算した。計算結果は、Publ.38及びNUCDECAY形式のデータファイルとして整備した。この中で、Publ.38形式のデータ及び崩壊図を、本報告書にまとめた。本データは、放射線防護における内部及び外部被ばく線量評価に幅広く利用できる。
斎藤 公明; N.Petoussi*; Zankl, M.*
Health Physics, 74(6), p.698 - 706, 1998/06
被引用回数:47 パーセンタイル:94.8(Environmental Sciences)環境線に対する空気吸収線量から実効線量への換算係数の被ばく条件による変動の特性を調査した。このために、人体モデルとモンテカルロ法を使用し、人体への入射線の角度及びエネルギー分布を詳細に考慮した計算を行った。姿勢による実効線量の変動は30%以内であることがわかった。環境線源の偏りの影響はほとんどの場合最大で20%であるが、特別の場合にはエネルギー分布の変化により40%までありうることがわかった。新生児の実効線量は成人に比べて最大で80~90%高い。実効線量当量の変動は実効線量と良く似た傾向を示した。
野口 宏; 横山 須美
KURRI-KR-30, p.204 - 209, 1998/00
わが国における核融合施設に対する安全評価法の検討に資するため、事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードを開発した。本開発では、線量評価に影響するトリチウム特有の環境中挙動をモデル化すること、従来の原子力施設に対する安全評価法、特に気象指針との整合性を図るため、統計気象計算ができることなどを考慮した。本講演では、コードの概要、解析結果、検証結果などについて発表する。
助川 武則; 荻原 博仁; 白石 邦生; 柳原 敏
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1779 - 1784, 1995/00
原子炉施設解体では、放射性物質が内在する多くの機器等を解体する必要があり、解体作業を効率的に実施するためには、予想される作業に対する作業者の被ばくの低減を考慮しつつ、人工数、費用等の管理データを評価することが重要となる。JPDR解体技術開発では、これらの管理データの評価作業を効率よく行うプロジェクト管理のための計算コードシステム(COSMARD)を作成した。また、機器、構造物の残存放射能量を評価する計算コードシステムを作成し、解体される機器ごとの放射能インベントリを評価した。放射能インベントリデータは物量データベースに収納し、COSMARDによる廃棄物発生量、作業者被ばく線量当量等の評価に用いるとともに、炉内構造物・圧力容器等の解体作業の計画、保管容器の設計、生体遮蔽体の解体及び解体後の管理方法の決定に活用した。
山路 昭雄; 坂本 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。
S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*; 真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 多田 栄介
JAERI-M 93-141, 75 Pages, 1993/07
ITER/CDAで設定された炉構造に対してニュートロニクス解析を実施した。2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉運転中の中性子及びガンマ線束分布、トリチウム増殖比、核発熱を求めた。またCINACコードにより誘導放射能計算を行い、放射能濃度、崩壊熱および炉停止後の生体線量率を求めた。本計算により、炉内および炉周辺の運転中と炉停止後の放射線環境が明らかになり、炉機器の設計条件として有用な情報を提供することができた。