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嶋田 和真; 飯島 正史*; 渡邊 正敏*; 高原 省五
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 17 Pages, 2021/10
東京電力福島第一原子力発電所事故時にオフサイトで活動した防災業務関係者の被ばく線量を評価した。先行研究のソースタームを用いて大気拡散シミュレーションを行い、防災業務関係者が活動した市町村内の大気中濃度及び地表面濃度を評価して、クラウドシャイン及びグランドシャインからの外部被ばく線量と、プルーム及び再浮遊核種の吸入による内部被ばく線量について、各市町村内での時間的及び空間的な変動幅を評価した。外部被ばく線量の評価結果について個人線量計の実測値と比較したところ、実測値は評価した幅に収まる値となっていた。また、内部被ばく線量も加えて一日当たりの被ばく線量を評価したところ、2011年3月12日から31日までの各一日における潜在的な実効線量は、比較的高線量の地域において数十mSv以上であった。これより、防災業務関係者の被ばく線量をICRPが推奨する参考レベルである20mSv未満に保つためにはマスクなどの内部被ばくに対する防護が講じられることを確認する必要がある。
斎藤 公明
Annals of the ICRP, 49(2), p.7 - 9, 2020/10
環境中に分布したガンマ線源による外部被ばくに対する線量係数を集約した国際放射線防護委員会(ICRP)Publication 144のGuest Editorialを執筆した。この中で、実効線量の起源とその歴史、執筆者と実効線量との関わり、環境ガンマ線に対する実効線量の特徴、Publication 144の概要についてまとめた。
岡 壽崇; 高橋 温*
放射線化学(インターネット), (110), p.13 - 19, 2020/10
東京電力福島第一原子力発電所によって野生動物が受けた外部被ばくを、電子スピン共鳴(ESR)法を用いてどのように計測するかを解説した。ニホンザルのエナメル質を用いて、炭酸ラジカル強度と吸収線量の関係、いわゆる検量線を作成した。検量線から推定された検出限界は33.5mGyであり、ヒト臼歯を用いた際の検出限界とほぼ同等であった。この検量線を用いて福島県で捕獲された野生ニホンザルの外部被ばく線量を推定したところ、45mGyから300mGyの被ばくをしているサルが見つかった。確立した方法により、ニホンザルだけでなく、アライグマやアカネズミなどの野生動物の外部被ばく線量推定が可能になった。
岡 壽崇; 高橋 温*; 小荒井 一真; 光安 優典*; 木野 康志*; 関根 勉*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; 鈴木 敏彦*; 小坂 健*; et al.
Radiation Measurements, 134, p.106315_1 - 106315_4, 2020/06
被引用回数：5 パーセンタイル：53.85(Nuclear Science & Technology)ニホンザルのエナメル質中に誘起された炭酸ラジカルと吸収線量の関係(検量線)を電子スピン共鳴(ESR)法で調べた。ニホンザルのエナメル質のESR測定で検出できる線量の下限(検出限界)は33.5mGyであり、ヒトのエナメル質の検出限界と同等であった。作成した検量線を用いて、福島県で捕獲した7頭の野生ニホンザルの線量を評価したところ、45mGyから300mGyの被ばくをしていることがわかった。
Otto, T.*; Hertel, N. E.*; Bartlett, D. T.*; Behrens, R.*; Bordy, J.-M.*; Dietze, G.*; 遠藤 章; Gualdrini, G.*; Pelliccioni, M.*
Radiation Protection Dosimetry, 180(1-4), p.10 - 16, 2018/08
被引用回数：19 パーセンタイル：89.32(Environmental Sciences)国際放射線単位測定委員会(ICRU)のレポート委員会No.26は、体外放射線に対する放射線防護のためのモニタリング量(実用量)について、実効線量を基に定義し放射線のタイプとエネルギー範囲を拡張するとともに、目の水晶体と皮膚の確定的影響の評価も考慮した新たな提案をした。これらの提案は、現在使われている実用量について、概念及び技術的な欠点を克服するものである。本論文では、提案された実用量について、規制上求められている放射線モニタリング量に関する改善点に焦点をあてながら概要を述べる。
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
10%の範囲で一致すること等を明らかにした。
遠藤 章
Isotope News, (736), p.34 - 37, 2015/08
2015年3月、日本アイソトープ協会から、「外部被ばくに対する放射線防護量のための換算係数」が出版された。本書は、国際放射線防護委員会ICRP Publication 116 (ICRP116) "Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures"の翻訳書で、放射線防護に関するICRP 2007年基本勧告に基づいて計算された外部被ばくに対する人体の臓器ごとの吸収線量や実効線量の換算係数を収録したものである。本書で提供される換算係数は、線量評価や遮へい計算などの放射線防護の実務はもとより、添付されたCD-ROMで提供されるデータは研究資料としても有用である。本稿では、ICRP116の内容を放射線防護の実務との関係に触れながら紹介する。
高原 省五; 飯島 正史; 嶋田 和真; 串田 輝雄; 白鳥 芳武
JAEA-Research 2014-024, 57 Pages, 2015/01
JAEA-Research-2014-024.pdf:5.49MB
福島第一原子力発電所事故後の汚染地域において代表的個人の外部被ばく線量を決定論的に評価するために、居住地の放射線量率及び生活行動に関する調査を実施するとともに、統計分析を行ってこれらの被ばく要因の統計分布を特定した。居住地の放射線量率は対数正規形で分布していた。また、自宅滞在者、屋内作業者及び屋外作業者の生活行動を調査したところ、屋外での滞在時間の分布形は職業によって異なっており、自宅滞在者及び屋内作業者の屋外滞在時間は対数正規分布、屋外作業者の屋外滞在時間は正規分布形となっていた。これらの被ばく要因と個人線量との関係を分析するために、個人線量の実測値を目的変数とする重回帰分析を実施したところ、汚染の地域差や生活行動の個人差によって生ずるこれら被ばく要因の変動によって個人線量にも統計的に有意な違いが生じていることが明らかになった。被ばく要因の統計情報をもとに、決定論的な線量評価モデルを作成して代表的個人の線量を評価した。評価結果を個人線量の実測値と比較したところ、評価値は実測値の95パーセンタイルよりも高い値となっており評価の保守性を確認することができた。
山本 英明; 吉澤 道夫; 村上 博幸; 百瀬 琢麿*; 辻村 憲雄*; 金井 克太*; Cruz-Suarez, R.*
Radiation Protection Dosimetry, 125(1-4), p.88 - 92, 2007/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Environmental Sciences)国際原子力機関(IAEA)の地域協力協定(RCA)に基づき、東アジアの16か国から25の個人線量評価機関が参加して第3期外部被ばく線量計測相互比較が実施された。旧原研及び旧サイクル機構で放射線の基準照射を行った個人線量計を各参加国で計測し、得られた外部被ばく線量評価値を持ち寄り相互比較した。その結果、すべての参加国の評価値は放射線防護の実務上必要とされる充分な正確さを有していることがわかった。これにより参加各国における外部被ばく線量評価技術の妥当性が確認できた。
島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏; 佐藤 忠道*; 酒井 伸一*
Proceedings of 9th Biennial International Conference on Nuclear and Hazardous Waste Management (Spectrum '02) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/08
原子炉施設の廃止措置計画立案時に、作業従事者の被ばく線量を精度よく評価しておくことは、作業管理及びコスト評価上重要である。そこで、原子力施設解体時に作業従事者の外部被ばく線量を評価する計算プログラム(DOSE)を開発し、廃止措置計画の策定及び管理システムCOSMARDに組み込んだ。JPDR解体実地試験で得られた作業従事者の外部被ばくに関する知見に基づき、WBS(Work Break Structure)を考慮しCOSMARDで算出した作業別及び職種別の作業人工数に対して、作業従事者が作業する局所的な範囲における線量当量率を与えて外部被ばく線量を算出するプログラムを開発した。また、解体作業に特有な放射能の減衰及び作業場所からの撤去、さらに1日の作業における実質作業時間を考慮する評価方法もあわせて整備した。JPDR原子炉格納容器建屋内部の機器・構造物解体作業に対して評価を行った結果、集団外部被ばく線量の評価値は実績値とほぼ一致し、本計算プログラムが原子力施設の解体作業における作業従事者の外部被ばく線量評価に有効であることが示された。
山口 恭弘
日本原子力学会誌, 43(7), p.664 - 665, 2001/07
連載講座「核データ」の中で、放射線防護分野で用いられている種々の核データや物理データに関して述べるとともに、これらに関する最近のトピックスを紹介する。外部被ばく線量計算では、放射線輸送計算に不可欠な断面積データ及び阻止能が重要である。また、内部被ばく線量計算では、特に放射性核種崩壊データが重要である。最近、これに関する最新データベースが原研で開発され、公開された。
Csの外部被ばく線量評価パラメータの土質による差異に関する検討高橋 知之*; 本間 俊充
保健物理, 36(2), p.111 - 121, 2001/06
地表面沈着したCsからの外部被曝は原子力施設の事故時の重要な被曝経路の一つである。この経路の線量評価では、セシウムの地表面からの減衰を表すのに、2成分の指数関数モデルが用いられ、各減衰成分の割合が重要なパラメータとなる。この研究では、チェルノブイリ発電所周辺の土壌表面におけるCsの濃度のモニタリングデータを用いて、土質ごとに減衰成分の割合の確率密度分布を検討した。その結果、土質によってこの減衰成分の割合が異なり、積算線量に大きな影響を及ぼすこと、線量評価の不確実さを低減するうえでは、土質ごとにパラメータを設定することが重要であることが明らかとなった。
吉澤 道夫; 辻村 憲雄*
保健物理, 36(1), p.18 - 23, 2001/03
2001年4月からICRP1990年勧告を取り入れた新しい放射線障害防止法令が施行される。この改正法令では外部被ばくモニタリングに関しても、用いる線量の意味の変更等が行われた。これを受けて、外部被ばく線量の測定・評価マニュアルの改定が行われた。本報では、新しいマニュアルに関して、改正法令による主要な変更点である、(1)1cm線量当量等と線量換算係数(場のモニタリング量と個人モニタリング量の区別,換算係数変更の影響)、(2)1cm線量当量等の測定(サーベイメータや個人線量計の対応)、(3)個人モニタリング(3mm線量当量と眼の水晶体の線量評価,体幹部不均等被ばく時の実効線量の算定など)に焦点をあてて、変更の内容とその影響について解説する。また、場のモニタリング、測定器の校正及び線量の記録についても簡単にふれる。
山口 恭弘; 遠藤 章; 坂本 幸夫
JAERI-Conf 2001-006, p.96 - 100, 2001/03
放射線防護では、外部被ばく及び内部被ばく線量を評価するために、種々の換算係数が使われている。これらの換算係数は、放射能等の測定可能な量と測定が不可能な体内の被ばく線量を定量的に関係付ける重要な役割を果たしている。換算係数の計算では、数学人体模型とモンテカルロ放射線輸送計算コードを組み合わせた手法が用いられるが、このほかに断面積データや核種から放出される放射線に関するデータも不可欠である。このように、放射線防護の分野においても核データが使われており、重要な役割を果たしている。
村上 博幸; 吉田 真; 野口 宏; 津田 修一; 吉澤 道夫
保健物理, 35(3), p.286 - 289, 2000/09
国際放射線防護学会の第10回会議(IRPA-10)が平成12年5月15日から19日にかけて開催された。この会議の期間中に「線量及び測定」に関するセッションにおいて発表された論文の概要を示す。関連セッションは、ポスターセッション3「線量及び測定」、及びトピカルセッションT-3「内部被ばく線量評価に関する新しいモデル」、T-5「実務における線量測定の現状」、T-13「外部被ばく線量測定における新しい手法」である。
遠藤 章; 山口 恭弘; 藤元 憲三*
日本原子力学会誌, 42(8), p.64 - 68, 2000/08
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。本稿では、(1)エリアモニタの記録及び現場周辺で行われたモニタリングデータの解析に基づく線量率の推移、中性子及び線量率の分布、(2)周辺環境の線量、家屋の遮へい能力の評価及び行動調査に基づく個人の線量の推定についてまとめた。また、放射線モニタリング及び線量評価について、技術的観点からの課題を示した。
線による周辺住民の線量評価遠藤 章; 山口 恭弘; 坂本 幸夫; 津田 修一; 吉澤 道夫
JAERI-Conf 2000-012, p.26 - 27, 2000/07
JCO臨界事故におけるサイト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、周辺住民の被ばく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結果を用いて、事故発生から臨界停止時までの周辺環境における中性子及び線の線量当量を計算した。また、家屋を構成する壁、屋根等の部材に対する中性子及び線の透過率を計算し、家屋種別毎の遮蔽効果を評価した。これらの計算結果を住民等の行動調査に適用し、各個人の線量を評価した。
堤 正博; 斎藤 公明; 森内 茂*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(3), p.300 - 306, 2000/03
環境中における外部被ばくに対する実効線量当量(H
)や実効線量(E)を測定するために、新しい形状のNaI(Tl)検出器を開発した。これらの線量は人体のリスクに関係した量で、一般には直接測定するのは難しいとされてきた。放射線場のエネルギー分布のみならず、入射角度分布に依存するためである。われわれは、検出器の形状を工夫し、人体と同じ角度依存性をもたせることにより、この問題を解決した。検出器の最適形状は、モンテカルロ法を用いた計算により決定した。開発した検出器は、角度依存性に関して、人体の実効線量(当量)とよく一致した。また、放射線場のエネルギー分布に関しては、この検出器用のG(E)関数を作成した。開発した検出器とG(E)関数の組み合わせにより、環境中における実効線量(当量)の直接測定を可能とした。
Cs濃度に関するモニタリングデータを用いた外部被ばく線量評価モデルの妥当性の検証高橋 知之; 本間 俊充
保健物理, 34(4), p.365 - 374, 1999/12
原子炉事故時における長期的被ばく線量評価において重要な、地表面に存在するCsからの外部被ばく線量評価モデルについて、モデル及びパラメータの妥当性検証を実施した。本解析には、チェルノブイル原子力発電所近傍の表層土壌中Cs濃度のモニタリングデータを使用した。土壌中への核種の浸透を考慮したモデルとの比較により、現在一般的に用いられている表層からの核種の除去を2成分で表現したモデルが妥当であり、移行が速い成分の割合が最も重要なパラメータであることを示した。また、本解析領域においては、移行が速い成分の割合は0.09から0.69程度であり、核種の浸透による積算線量の減少の効果は減少を考慮しない場合の30%から90%程度であることを明らかにした。
大越 実; 坂井 章浩; 吉森 道郎; 山本 英明; 高橋 知之; 木村 英雄
Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/09
原子力安全委員会は、主な原子炉施設の解体等に伴って発生する固体状物質に対するクリアランスレベルの検討を行った。クリアランスレベルの導出に当たっては、主要な解体物であるコンクリートと金属を対象に、これらの物が通常の産業廃棄物と同様に埋設処分又は有用物として再利用される場合を想定し、これらの過程において発生する個人被ばく線量を決定論的手法を用いて評価した。被ばく線量の評価は、原子炉において生成する主要20核種を対象に、73の被ばく経路に対して行った。各核種毎に最も大きな単位放射能濃度当たりの個人線量をもとに、10
Sv/yに相当する核種別の放射能濃度がクリアランスレベルとして設定された。本報告は、原子力安全委員会におけるクリアランスレベルの検討に資するために原研が実施した計算の手法及び結果の概要をまとめたものである。
