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Sr in urine sample; Rapid separation of Sr by phosphate co-precipitation and extraction chromatography, followed by determination by triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry (ICP-MS/MS)富田 純平; 竹内 絵里奈
Applied Radiation and Isotopes, 150, p.103 - 109, 2019/08
被引用回数：14 パーセンタイル：82.61(Chemistry, Inorganic & Nuclear)緊急時における作業者の内部被ばくを評価するために、尿中Sr迅速分析法を開発した。尿試料中のSrはリン酸塩共沈及びプレフィルター, TRUレジン及びSrレジンのタンデムカラムを用いた抽出クロマトグラフィーにより迅速に分離され、Sr濃度はトリプル四重極誘導結合プラズマ質量分析(ICP-MS/MS)により定量された。1mL min
の酸素リアクションガス流量でMS/MSモードにより測定したところ、50mg-Sr Lまでは、m/z=90における
Srのテーリングは見られなかった。m/z=90の干渉となるGe, Se及びZrは、化学分離により除去された。既知量のSrと1mgのGe, Se, Sr及びZrを含む合成尿(1.2-1.6L)を用いて分析法の妥当性を確認した。尿試料からのSrの分離及びICP-MS/MSによるSr測定に要する時間は約10時間、検出限界値は尿試料あたり1Bqであった。
真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明
BIO Web of Conferences (Internet), 14, p.03011_1 - 03011_2, 2019/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.21(Public, Environmental & Occupational Health)線量係数は放射性核種1Bq摂取当たりの預託実効線量であり、内部被ばくに対する線量評価や防護基準値の設定における基礎的な量である。本研究では、国際放射線防護委員会(ICRP)の2007年勧告に従う内部被ばく線量評価コードの開発の一環として、最新の線量評価用モデル・データを用いた線量係数計算機能を開発した。開発した機能の品質は、本機能による計算結果とICRPが公開している作業者に対する線量係数データベースの収録値を比較することにより検証した。本発表では、線量係数の比較結果や、今後の開発計画について報告する。
山本 克宗
Proceedings of 15th Sino-Japanese Seminar on Nuclear Safety, p.267 - 278, 2000/12
JCO事故において被ばくした公衆及び作業者について、モニタリングデータや計算シミュレーションを用いて線量評価が行われた。沈殿槽から350m以内の公衆の線量は、周辺環境における中性子及び
線の線量率の分布や、個人の行動調査の結果等を用いて評価された。敷地内の作業者や緊急時対応要員の線量は、個人線量計の情報が使える場合には、その記録を用いて決定された。作業者の一部に対しては、体内に生成したNa-24の量の測定結果を用いて線量評価がなされた。線量計測上の情報がない作業者に対しては、公衆の線量評価と同様な方法が適用された。高線量被ばくした3人の作業者については、血液中のNa-24濃度やリンパ球の調査結果から被ばくした線量評価が行われた。これらの結果、公衆の最大線量は21mSvであり、大部分は5mSv未満であった。高線量被ばくした3人の作業者を除いて、作業者で線量が50mSvを越えた者はいなかった。高線量被ばくした3人の作業者の線量は、それぞれ16~20以上GyEq,6.0~10GyEq,1~4.5GyEqであった。
辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿
PNC TN8410 98-083, 20 Pages, 1998/05
東海事業所では、放射線業務従事者のモニタリング期間は原則的に3カ月間であるが、プルトニウム燃料取扱施設等で作業を行う者については短期間に比較的高い被ばくを受ける可能性があるため1カ月毎に個人線量計を交換し、被ばく管理を行っている。しかし、モニタリング期間を3カ月間から1カ月間に変更する際の具体的な条件はこれまで設定されていない。本研究では、平成7年度の1カ月管理者の被ばく実績値を基に、モニタリング期間を1カ月から3カ月に変更した場合の被ばく線量当量分布を試算し、有意値として記録される割合の変化を調べた。その結果、3ヶ月間の合計線量が0.3mSvに満たない程度の線量レベルであれば、1カ月管理にする必然性は小さいことが分かった。
not registered
PNC TJ1654 96-001, 77 Pages, 1996/07
動力炉・核燃料開発事業団、再処理施設における放射線作業のうち、特殊な放射線作業として位置づけられている非定常作業については、その多くが主にセル内等での高等汚染環境下で実施されている。これらの作業で使用される放射線作業用防護具については、放射性物質に対する高い防護性能が要求される一方、作業者への身体負荷の低減が求められている。放射線作業用防護具は空気中放射性物質の吸入防護のための呼吸用防護具と身体を放射性汚染から防護するための防護衣等の身体防護具に大別されている。今日、原子力分野で使用されている防護具類は一般的にJIS等で規定されているものが広く使用されている。その具体的な使用は各事業者における環境条件、使用条件に基づき運用されており、その防護性能と着用における身体負荷低減の最適化が着目されている。本調査・研究では、今日、原子力分野で使用されている呼吸用防護具および身体防護具についてその使用実態ならびに最適化に向けた開発動向について調査・検討を行った。
not registered
PNC TJ1533 96-004, 106 Pages, 1996/03
本調査研究の目的は、作業者に対する緊急時医療について、国内外の情報収集と技術的・制度的な観点から検討を行い、それらの結果を踏まえて、事業者および関連医療機関の関係者向けの実務的な緊急時医療処置マニュアル作成のための検討を行うことである。本年度は、上記目的達成のための第一段階として、以下の調査を実施した。(1)文献調査 放射性核種の生体内挙動と除去・キレート剤の毒性及び安全性・内部汚染事故時の処置に関するガイドブックなどに関する文献調査を行った。(2)キレート剤投与の現状に係る海外調査 アメリカにおけるキレート剤投与に係る現状を把握するため、これまでの投与事例、キレート剤の安全性、投与法、投与基準などを実地に調査した。(3)内部被ばく緊急時医療処置マニュアル作成のための検討 上記の調査結果などを踏まえ、プルトニウムとアメリシウムによる内部汚染を対象とした緊急時医療処置マニュアル作成のための検討を行った。
田中 洋次*; 長沢 音彦*; 杉本 弘*; 竹下 博志*
PNC TJ8224 92-002, 33 Pages, 1992/03
再処理工場のプロセス機器類の保守作業における作業員の被ばくの低減化と作業性の向上および再処理工場のより一層の安定運転の確保に寄与することを目的として、遠隔操作による配管の補修、交換を行うシステムの開発を進めている。本モックアップ試験では、先に試作した基本作業ユニットの検査装置に関する評価試験を行い、検査装置の改良項目を抽出した。検査対象とする溶接配管として、管径25Aおよび50Aのステンレス配管を溶接接合し、ここに人工的な欠陥を設けるなどしたものを用いた。欠陥の大きさは、基本的に、再処理施設等の溶接の技術基準に準じた。また、試験の結果に基づき検査装置の改良案を立案した。これらの成果として次の事が得られた。(1)試作した検査装置が、再処理施設等の溶接に関する技術基準に於ける合否の判定を行うに充分な欠陥検出能および再現性を有している事を確認した。(2)配管の溶接に関する各部位(母材部、熱影響部、溶接部)について欠陥検出能および再現性を把握することができた。(3)遠隔配管工事システム開発の一環として試作した工具で溶接した試験片を用いて試験を行い、欠陥検出性の信頼性が高いことを確認した。(4)検査装置の改良についての案を作成することが出来た。この報告書は上記モックアップ試験内容および成果についてその要約を報告するものである。
田中 洋次*; 長沢 音彦*; 杉本 弘*; 竹下 博志*
PNC TJ8224 92-001, 108 Pages, 1992/03
再処理工場のプロセス機器類の保守作業における作業員の被ばくの低減化と作業性の向上および再処理工場のより一層の安定運転の確保に寄与することを目的として、遠隔操作による配管の補修,交換を行うシステムの開発を進めている。本モックアップ試験では、先に試作した基本作業ユニットの検査装置に関する評価試験を行い、検査装置の改良項目を抽出した。検査対象とする溶接配管として、管径25Aおよび50Aのステンレス配管を溶接接合し、ここに人工的な欠陥を設けるなどしたものを用いた。欠陥の大きさは、基本的に、再処理施設等の溶接の技術基準に準じた。また、試験の結果に基づき検査装置の改良案を立案した。これらの成果として次の事が得られた。(1)試作した検査装置が再処理施設等の溶接に関する技術基準における合否の判定を行うに充分な欠陥検出能および再現性を有している事を確認した。(2)配管の溶接に関する各部位(母材部,熱影響部、溶接部)について欠陥検出能および再現性を把握することができた。(3)遠隔配管工事システム開発の一環として製作した工具で溶接した試験片を用いて試験を行い、欠陥検出性の信頼性が高いことを確認した。(4)検査装置の改良についての案を作成することが出来た。この報告書は上記モックアップ試験内容および成果について報告するものである。
not registered
PNC TN1410 92-006, 17 Pages, 1991/12
no abstracts
樋熊 孝信; 石田 順一郎; 飛田 和則; 小泉 勝三; 鳥居 建男
PNC TN9440 91-011, 36 Pages, 1991/08
None
熊沢 蕃; 沼宮内 弼雄
Radiation Protection Dosimetry, 36(2-4), p.269 - 273, 1991/00
本論文は放射線防護の種々の局面における線量分布モデルの必要性を示したものである。対数正規及び正規分布を適用した、作業者の線量分布に関するGaleの研究(AERE-R4736、1965)以来、様々な線量分布モデルが出されている。その中でもICRP Pub1.26の採用により対数正規が最も普及している。しかし実際の線量分布は被曝を抑制するフィードバック機構の存在を示唆し、対数正規分布から外れることがある。このように線量分布モデルは線量限度の影響を反映したものである必要がある。本論文では、線量分布モデルの必要性、その分布モデルの簡単な歴史、1980年に著者らが提案した混成対数正規(HLN)という分布モデルのデータへのあてはめ法、混成目盛というスケール上における被曝管理状態の特徴、HLN分布を生ずる被曝管理過程、及びHLN分布の適用例を示した。
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也
no journal, ,
除染等作業現場の周辺線量当量率及び土壌中放射能濃度と労働者の身体の放射性表面汚染の程度の関係に関する研究を実施し、以下の知見を得た。(1)シミュレーション計算の結果、少なくとも直径30cmの広がりをもった汚染土壌については、地表5cmでの線量当量率が5
Sv/h未満であれば放射能濃度は500Bq/g(平成26年4月現在)を超えないと判断できる。(2)作業服及び手袋への土壌の付着密度は、含水率30
50%の黒土で1030mg/cm
であり、放射能濃度500Bq/gを仮定したとしても表面密度限度を超えそうにない。一方、長靴については、降雨後の農地で500mg/cmを超える付着密度が観測され、濃度によっては表面密度限度を大きく超える可能性が高い。(3)居住制限区域等において除染作業に従事した者の着用した作業服等について放射能測定を行った結果、例えば、比較的ウエットな農地で作業した者の長靴から最大2000Bqを超える放射能が観測されたものの表面密度に換算すると5.1Bq/cmであったなど、いずれの作業においても表面密度限度を超える事例は観察されなかった。また、実験的に得られた土壌付着密度と作業現場の放射能濃度の乗算から表面密度の予測が可能であることが確認された。
線によって受けた水晶体線量の推定辻村 憲雄
no journal, ,
UNSCEARは2020年の報告書で、東京電力福島第一原子力発電所事故後の初期緊急作業中の作業員について、空気中放射性ヨウ素から放出されるベータ粒子による水晶体線量が十分に評価されていないことに懸念を表明した。そこで報告者は、モンテカルロ粒子輸送コードMCNP5を用いて、空気中に一様に分布する放射性ヨウ素によるベータ線Hp(3)とガンマ線Hp(10)を計算し、放射性ヨウ素の空気濃度(Bq/cm
)と当該線量率(Sv/s)を関連付ける換算係数を求めた。計算対象となる放射性核種は、I-131, Te-132, I-132, I-133である。想定した被ばく条件は、(i)空気中放射性ヨウ素の濃度比がI-131: Te-132 (I-132): I-133=1: 2.3 :1.1であること、(ii)同日、実効線量100mSv相当のI-131を急性に吸入したこと、(iii)呼吸保護マスクは使用しなかったことである。この被ばくシナリオでは、放射性ヨウ素濃度から計算したベータ線Hp(3)は屋内外を問わず0.1mSv以下であり、記録されたガンマ線Hp(10)よりかなり小さくなった。
