Quantitative estimation of exposure inhomogeneity in terms of eye lens and extremity monitoring for radiation workers in the nuclear industry

吉富 寛; 古渡 意彦; 萩原 雅之*; 長畔 誠司*; 中村 一*

Radiation Protection Dosimetry, 184(2), p.179 - 188, 2019/08

https://doi.org/10.1093/rpd/ncy197

To manage the equivalent doses for radiation workers, exposure inhomogeneity is an important factor in the decision-making process related to protection measures and additional monitoring. Our previous study proposed the methodology to evaluate the inhomogeneity of exposure quantitatively. In this study, we applied proposed method to five different types of actual exposure situations in the nuclear industry. Two of them were conventionally characterized as homogeneous exposure, but the other three as inhomogeneous exposure. The evaluation of homogeneity exposure was conducted using Monte Carlo calculations with two simplified models, which were then verified with phantom experiments. Consequently, all of the evaluations reproduced the experimental results, implying that our proposed method would be applicable for actual work conditions in the nuclear industry. Furthermore, the two presumed homogeneous exposure situations were found to be rather inhomogeneous because of the contribution of positrons and the limited source region. The investigation also implies that obtaining the information on the most probable posture of the exposed worker, as well as the existence of the weekly penetrating radiation such as ray as a main source of exposure would be the key for more precise estimation.

Assessment of equivalent dose of the lens of the eyes and the extremities to workers under nonhomogeneous exposure situation in nuclear and accelerator facilities by means of measurements using a phantom coupled with Monte Carlo simulation

吉富 寛; 萩原 雅之*; 古渡 意彦; 西野 翔; 佐波 俊哉*; 岩瀬 広*

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1188 - 1195, 2017/11

http://www.irpa.net/docs/IRPA14%20Proceedings%20Volume%203.pdf

放射線業務従事者の眼の水晶体や末端部の等価線量については、線量限度を超えていないことを確認するため、適切に評価される必要がある。さらに近年、眼の水晶体に係る線量限度引き下げがICRPにより勧告されたこと、高放射化物等の取り扱いによる末端部被ばくが懸念されることなどから、より妥当な評価が要求されている。これらの部位は体幹部から離れた位置にあることから、場の不均等性によって大きく影響を受けるが、原子力・学術分野で、その不均等性を判断するための仕組みが十分であるとは言えない。本研究では、計算と実験を組み合わせて、不均等性を判断する枠組みを提案した。新たに提案した不均等性を表す指標を数学ファントムを用いたモンテカルロ計算により求め、その妥当性をベンチマーク実験により検証した。さらに、線源条件などのパラメータを変化させたいくつかのケースについて不均等性を調べ、水晶体被ばくにおいて不均等性を判断する上で考慮すべき因子を明らかにした。一連の実験と計算により、本指標の有用性と信頼性を確認することができた。

Numerical analysis of organ doses delivered during computed tomography examinations using Japanese adult phantoms with the WAZA-ARI dosimetry system

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

Health Physics, 109(2), p.104 - 112, 2015/08

https://doi.org/10.1097/HP.0000000000000299

日本国内でのCT検査による患者の臓器線量を正確に評価するため、CT線量評価システムWAZA-ARIの開発を進めている。WAZA-ARIの線量計算では、成人日本人のボクセルファントム及び放射線輸送計算コードPHITSを用いた数値解析で整備した臓器線量データを利用する。このデータの解析を進めるため、CT装置内の寝台における線量分布等の測定結果に基づき、各種装置でのX線放出特性をPHITSで数値的に模擬する技術を開発した。典型的な撮影条件について、PHITSと日本人ボクセルファントムを用いた解析結果より臓器線量を計算し、既に利用されている他のCT線量評価システムによる結果と比較した。その結果、日本人ボクセルファントムを用いた解析で得た線量データを利用した場合、数学人体模型に基づく線量データを利用した他のシステムよりも、人体形状を適切に考慮して臓器線量を導出できることが検証された。また、欧米人の体格に基づくボクセルファントムによる計算結果や日本人体型を模擬した物理モデルを用いた実測結果と比較した。これらの比較検証により、本研究で開発した数値解析法で得られる臓器線量データは、日本人の体格特性を考慮したシステムWAZA-ARIに十分適用できることを確認した。

中性子捕捉療法のための線量評価システム、JCDSの開発

熊田 博明; 山本 和喜; 松村 明*; 中川 義信*

放射線, 31(4), p.287 - 297, 2005/10

http://ci.nii.ac.jp/naid/10016952621

原研JRR-4で実施されているホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に対し、患者に付与される線量を数値シミュレーションによって評価するBNCT線量評価システム、JCDSを開発した。JCDSは、患者の医療画像データをもとに頭部3次元モデルを作成し、このモデルを5mmボクセルと10mmボクセルに分割したマルチボクセルモデルに変換し、中性子,光子輸送モンテカルロコード,MCNPを使って線量分布計算を実行するシステムである。円筒水ファントム実験をJCDSで模擬し、実験値とJCDSの計算値との比較による検証を行った結果から、BNCTの線量評価に対しJCDSが十分な評価性能を有していることを確認した。JCDSの実用化によって、JRR-4において熱外中性子ビームによるBNCTが平成15年度から開始された。本報告は、BNCTの線量評価に要求される基本事項をまとめるとともに、JCDSによる線量評価手法と検証結果について報告するものである。

Dogleg duct streaming experiment with 14 MeV neutron source

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 西尾 隆志*; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.42 - 45, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875640

ITERには計測やRF加熱のために複雑な屈曲ダクトが数多く設けられており、これらのダクトを通してストリーミングする放射線による周辺線量率への影響評価は遮蔽設計上重要な課題である。これまでFNSでは多くのストリーミング実験が実施されてきたが、屈曲ダクトについては検討がまだ不十分であり、本研究では実験とその解析により中性子挙動を解明し、モンテカルロ輸送計算法の信頼性を評価した。実験体系は170140180cmの寸法で、3030cmの断面の屈曲ダクトを設け、放射化箔でダクト内の中性子束分布とエネルギースペクトルを測定した。計算では線源構造,ターゲット室及び実験体系を詳細にモデル化し、MCNPコードとFENDLライブラリーを用いたモンテカルロ計算により解析を行った。それにより、放射化反応率の実験値と計算値の差はおおよそ30%以内に収まることがわかった。結論として、MCNPコードによる屈曲ダクトのストリーミング計算は、ITERの遮蔽設計に充分適用可能であると考えられる。

高エネルギー加速器施設対応中性子レムモニタのエネルギー応答特性評価

中根 佳弘; 原田 康典; 坂本 幸夫; 小栗 朋美*; 吉澤 道夫; 高橋 史明; 石倉 剛*; 藤本 敏明*; 田中 進; 笹本 宣雄

JAERI-Tech 2003-011, 37 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-011.pdf:1.73MB

原研とKEKが共同で建設している大強度陽子加速器施設(J-PARC)に適用する中性子レムモニタの開発を行った。熱エネルギーから中高エネルギー領域までの広範な中性子による線量率を精度よく測定できるモニタの開発を目的として、鉛ブリーダ付き中性子レムモニタを試作した。試作レムモニタのエネルギー応答に関し、遮蔽体を透過した後の中性子による被ばく評価において重要な、熱エネルギーから150MeVまでの中性子に対する応答特性を中性子輸送計算により評価するとともに、この評価精度を確認する目的で、65MeVまでの中性子場を用いて応答特性を測定した。得られたエネルギー応答特性を中性子の線量換算係数と比較した結果、試作中性子レムモニタは、熱エネルギーから150MeVまでの広範なエネルギー領域において優れたエネルギー応答特性を有することが確認でき、加速器施設用中性子レムモニタとして実用化の目処がついた。

Conversion from tooth enamel dose to organ doses for ESR dosimetry

高橋 史明; 山口 恭弘

Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.71 - 78, 2003/00

歯を用いたESR線量計測法による個人線量推定を行う際に必要となる歯エナメル質線量から臓器線量への換算関係を解析した。改良を行ったMIRD-5型ファントム及びEGS4コードを用いたモンテカルロ計算により、光子外部被ばくに対する歯エナメル質線量と臓器線量の換算関係を解析した。歯のサンプル及びTLD検出器を頭部物理ファントム中に挿入し、ESR線量計測法及び線量測定により歯の部分の線量を調査した。頭部物理ファントムのCT画像より作成したVoxel型ファントムを用いたモンテカルロ計算を行い、実験結果及びMIRD型ファントムを用いた計算結果の検証をした。得られた結果は、歯エナメル質を用いたESR線量計測により過去の被ばく事例における個人線量推定を行う際に有益になると考える。

Analysis of absorbed dose to tooth enamel for ESR dosimetry

高橋 史明; 山口 恭弘; 斎藤 公明; 岩崎 みどり*; 宮澤 忠蔵*; 浜田 達二*; 船曳 淳*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1314 - 1317, 2002/08

http://wwwndc.jaea.go.jp/nd2001/proc/pdf/2_1314.pdf

光子外部被ばくに対して、歯エナメル質を用いたESR線量計測法による臓器線量及び実効線量の推定を可能とする技術を確立するため、エナメル質の線量の解析を行った。エナメル質の吸収線量は、EGS4コード及び新たに歯を定義したMIRD-5型の数学人体模型を用いたモンテカルロ計算により得られた。また、組織等価物質で構成され人骨を埋め込んだ頭部物理ファントムを用いた実験を行った。歯及びTLD検出器を物理ファントム内の歯の位置に設置し、歯エナメル質部の線量を測定した。実験結果は光子が頭部の前方から入射する場合は計算結果とよく一致した。しかし、後方入射の場合、実験結果は計算結果より小さい値を示した。そこで、実験に用いた物理ファントムのCT画像からVoxel型ファントムを作成し、このVoxel型ファントム及びEGS4コードを組み込んだ計算コードUCPIXELを用いた検証計算を行い、実験結果の妥当性を確認した。

Relations between tooth enamel dose and organ doses for the Electron Spin Resonance dosimetry against external photon exposure

高橋 史明; 山口 恭弘; 岩崎 みどり*; 宮澤 忠蔵*; 浜田 達二*

Radiation Protection Dosimetry, 95(2), p.101 - 108, 2001/09

https://doi.org/10.1093/oxfordjournals.rpd.a006529

光子外部被ばくに対して、歯エナメル質を用いたESR線量計測法による臓器線量及び実効線量の推定を可能とする技術を確立するため、エナメル質における線量の解析を行った。エナメル質への吸収線量及び臓器線量は、EGS4コード及び新たに歯が定義された数学人体模型を用いたモンテカルロ計算により得られた。計算により、いくつかの光子外部被ばくの条件におけるエナメル質の線量と臓器線量または実効線量との間の定量関係が明らかとなった。また、エナメル質の線量の入射光子エネルギーに対する依存性は、ほかの臓器線量及び実効線量よりも大きいことが明らかとなった。得られたデータは、歯を用いたESR線量計測法により過去の放射線被ばくにおける個人線量を推定する際に有益なものとなる。

Analysis of dose in teeth for estimation of effective dose by the electron spin resonance (ESR) dosimetry using dental enamels

高橋 史明; 山口 恭弘; 斎藤 公明; 岩崎 みどり*; 宮澤 忠蔵*; 浜田 達二*

KEK Proceedings 2000-20, p.48 - 55, 2000/12

光子外部被ばくに対し、歯のエナメル質を用いたESR線量計測法の結果から実効線量を推定する手法を確立するため、歯の線量について解析を行った。歯の線量及び実効線量については、数学モデル(MIRD-5タイプ)及びEGS4コードを用いたモンテカルロ計算より評価した。また、ファントム内にTLD検出器を置いて、口腔内の線量を測定した。計算結果から、歯の線量は実効線量と比較してエネルギー依存性が大きいことが確認されたので、光子のエネルギー分布が考慮されていた場において、これら2つの線量の解析をした。また、いくつかの照射条件下において、測定結果と計算結果の間に差が見られた。そこで、測定に用いたファントムのCT画像を基にVoxelタイプのファントムを作成し、モンテカルロ計算を行うこととした。