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眞田 幸尚; 時吉 正憲*; 西山 恭平*; 佐藤 里奈; 吉村 和也; 舟木 泰智; 阿部 智久; 石田 睦司*; 長峰 春夫*; 藤坂 基幸*
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(2), p.87 - 96, 2023/04
福島第一原子力発電所の事故以来、多くの除染作業が行われたが、作業員の被ばくに関するデータは必ずしも詳細に分析されているとは言い難い。本論文では、作業員が個人線量計とともに携行したGPS位置情報をもとに、作業区域の空間線量率や作業種別ごとの特徴を分析した。その結果、実測線量の50%以上が、空間線量率と実働時間から計算される計画線量の中央値の2倍以上であることがわかった。さらに、作業種別に分析した結果、解体作業者の被ばく線量が高い傾向にあり、これは、作業現場での線量を低減するために、作業前にほとんどの作業を実施していることが原因であることがわかった。また、空間線量から実効線量への換算を考慮すると、計画値が実測値より低くなる過小評価の事例が多く、適切な作業係数を設定することが管理上重要であると考えられる。
辻村 憲雄; 高橋 史明; 高田 千恵
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.148 - 151, 2019/01
Criticality accident neutron dosimetry is based on measurement of the personal dosemeter and the biological samples of a person exposed to the neutrons from an accidental criticality. The authors computed the response functions of the personal dosemeter (NCL-TLD badge) and hair (sulfur) activation per unit incident neutron fluence and established the response dataset compiled with the 140 neutron spectra to be likely encountered in a criticality accident.
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。
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。
小原 建治郎; 八木 敏明; 横尾 典子*; 柴沼 清
JAERI-Tech 2003-035, 107 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-035.pdf:9.45MB
高線量率(~10kGy/h)下で高照射量(~70MGy)測定が可能な色素線量計を開発した。本線量計は、アルミ合金の薄板表面に作製した酸化膜中にアゾ系の染料を含浸させたもので、丈夫で安価,測定が容易であるなどの特長を持っている。照射量は、
線によって退色するアゾ線量の色相あるいは明るさの変化をマンセルの色立体に基づき調整してある分光式色差計によって測定し、別に作成する校正曲線を用いて知ることができる。報告では、本線量計の特性試験(線量計や酸化膜厚,染料種依存性,温度や紫外線による影響)のほか、実用化に向けての課題について述べる。
金盛 正至
JNC TN8440 2001-018, 50 Pages, 2001/12
JNC-TN8440-2001-018.pdf:1.31MB
平成11年9月30日10時35分頃、茨城県東海村にある核燃料加工会社ジェーシーオー(以下「JCO」という)において臨界事故が発生した。本資料は国の防災対策の専門家としての現地での活動についてとりまとめたものである。JCOでは臨界事故の発生を想定していなかったため、中性子測定器がなく、臨界を終息させる機材もなかった。サイクル機構には国等から通報と派遣専門家の派遣の要請があった後、速やかに専門家を派遣した。この段階における事故対策上の課題は以下の4点であった。(1)事故状況、放射線状況等の事実関係の把握、(2)臨界事故の終息可能性の検討、(3)サイト周辺住民の退避のための情報発信、(4)女性を含め100名を超える社員等の身体汚染の把握と退避の検討。これらの課題については、JCOサイト内で検討を行い、臨界事故を終息させることができた。この報告は、これらの課題の関係者による解決の経過について報告するものである。
加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正; 石黒 勝彦; 池田 孝夫*; Richard, L.*
JNC TN8400 2001-003, 128 Pages, 2001/03
JNC-TN8400-2001-003.pdf:6.09MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価では、地下深部に埋設された高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種が地下水によって人間の生活環境に運ばれることを想定し、その移行プロセスと被ばく経路からなる生物圏モデルを作成して線量を推定する。安全評価は極めて長い時間を対象とするため、一万年先頃に到来すると考えられる地球規模の氷期などの気候変動により、地球規模で地表の環境は著しい影響を受けることが想定されるとともに、人間生活への影響も大きくなる。このような気候変動や関連する要因により、現在の生活環境と比べはるかに異なる環境に放射性核種が流入することを想定する必要がある場合には、その起こりうる将来の環境の状態と整合性を図った代替の生物圏モデルをいくつか想定しておくことが合理的であると考えられる。本報告書では、気候変動による生物圏システムへの影響を生物圏モデルに取り入れた場合、その影響がどの程度のものとなるかを把握することを目的に検討を行った。検討にあたっては、気候変動によるシステムへの影響の取り扱いについては世界中に現存する気候状態をアナログとして利用し、作成された生物圏モデルから求まる線量への換算係数を、現在の気候状態を想定したシステムのものと比較することによって行った。
11月2日)篠原 邦彦; 片桐 裕実; 宮河 直人; 渡辺 均; 清水 武彦; 叶野 豊; 今泉 謙二
JNC TN8440 2001-004, 62 Pages, 2001/02
JNC-TN8440-2001-004.pdf:4.17MB
平成11年9月30日10:35頃に発生した、株式会社ジェー・シー・オー(JCO)東海事業所の臨界事故対応については、サイクル機構では同日12:35頃に本社と東海事業所の合同で「サイクル機構対策本部」を設置し、同年10月12日に本部業務「JCO臨界事故対策・調査支援会議」及び通常のライン業務に移行するまでの間、各事業所の協力のもと国・関係自治体・JCOに対し人的・物的・技術的な支援を行った。本報告は、JCO臨界事故対応として国及び自治体等からの要請に基づき、平成11年9月30日11月2日にサイクル機構が実施した、環境モニタリング結果について取りまとめたものである。
鈴木 朗史*; 伊藤 精
JAERI-Tech 2000-089, 30 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2000-089.pdf:1.81MB
OSL線量測定法は、放射線を受けたある種の物質を可視光線で刺激することにより、放出された蛍光を検出することで被ばく線量を測定する方法である。これは、最近開発が進んだ個人被ばく線量測定法の1つで、今回、酸化アルミニウム素子を用いたOSL線量計の実用化を検証するため、基本的特性について試験を行った。この結果、OSL線量計は(X)線,
線の測定に対して、個人線量計として実用上十分な特性を有していることが確認できた。
岡 努; 谷川 勉*; 戸室 和子*
JNC TN8200 2001-001, 42 Pages, 2001/01
JNC-TN8200-2001-001.pdf:3.16MB
平成12年12月14日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成12年度安全研究成果発表会を核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)アトムワールド(東海事業所)で開催した。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、サイクル機構が「安全研究基本計画」に基づいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全41課題)の中から、選定された13課題である。平成11年度の成果について各課題の発表を行った。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、総括コメント等についてとりまとめたものである。なお、発表会で使用したOHP等はJNCTW1409 2000-004「平成12年度安全研究成果発表会資料(核燃料サイクル分野)」で取りまとめている。また、サイクル機構が実施している核燃料サイクル分野の安全研究の成果をJNCTN1400 2000-013「安全研究成果の概要(平成11年度-核燃料サイクル分野-)」でとりまとめている。
野田 喜美雄; 篠原 邦彦; 金盛 正至
JNC TN8410 2001-010, 35 Pages, 2000/10
JNC-TN8410-2001-010.pdf:3.85MB
核燃料サイクル開発機構東海事業所の放射線管理部門においては、アスファルト固化処理施設の火災・爆発事故及びJCOにおける臨界事故という二つの大きな原子力施設事故の放射線管理対応や支援活動を経験した。これらの事故はいずれも従業員の避難を伴うものであった。特に臨界事故に於いては住民の避難や屋内退避が行われるなど、一般公衆を巻き込んだ大規模な放射線防護活動が必要となった。また、臨界事故に於いては、継続している臨界状態を終息するための作業や、事故施設からの放射線量を低減するための作業など、原子力防災業務が実施された国内初めての事故であった。この二つの事故に対し、放射線管理部門は事故時の初期対応、作業者や施設の放射線管理、事業所周辺の環境測定等を実施した。さらにJCO臨界事故に対しては、臨界終息や遮蔽強化作業に対する放射線管理、環境モニタリング、避難住民のサーベイ、事故発生施設の排気管理などに協力したほか、各種管理資機材の貸与等を実施した。これらを通じて、これまで蓄積してきた放射線管理経験や技術等により円滑に事故対応業務を遂行したが、日頃の訓練は事故対応活動を円滑化すること、放管情報の提供は正確性に加え公衆の視点からの考慮が必要であること、事故対応には豊富な知識と経験を有する放射線管理員が必要であること、各支援組織の有機的活動には後方支援体制の確立が重要であること等を改めて確認した。
古高 和禎
JNC TN8400 2000-028, 70 Pages, 2000/10
JNC-TN8400-2000-028.pdf:1.71MB
本報告は、著者が核燃料サイクル開発機構において、平成9年11月から平成12年10月までの期間に博士研究員として行った研究内容をまとめたものである。本報告は、二つの内容に分かれる。すなわち、一つは、熱中性子吸収断面積の測定の高度化に関する研究である。今一つは、HHS検出器を用いた光核反応断面積の微細構造測定の高度化に関する研究である。1)放射化法を用いた線測定による熱中性子吸収断面積測定において、得られる結果の精度に影響を及ぼす主な要因には、線収量の統計精度の他に(1)線ピーク検出効率の校正精度、及び(2)線放出率の精度があげられる。本研究では、高速三次元同時計測システムを作成することにより、(1)線ピーク検出効率を精密に校正するための、-同時計測法を用いた標準線源放射能の精密測定、及び(2)短寿命核の線放出率の精密測定に用いるための、線検出器にプラスチックシンチレータを用いた-同時計測法の開発及び、それを使用した100Tcの線放出率の精密測定を行い、熱中性子吸収断面積測定の高度化を図った。2)熱中性子吸収断面積が小さい核種に対しては、巨大共鳴領域の線を用いた光吸収反応による核変換が提案されている。光吸収反応による核変換を効率的に行うためには、光吸収断面積の入射線エネルギー依存性を詳細に知る必要がある。本研究では、高分解能高エネルギー線スペクトロメータ(HHS)を用いた光吸収断面積の微細構造測定をより精密で信頼できるものとするために、精密なモンテカルロシミュレーション計算を実施し、検出器の標準線応答関数の整備を行った。
高橋 史明*; 山口 恭弘; 岩崎 みどり*; 宮澤 忠蔵*; 浜田 達二*
Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 5 Pages, 2000/05
歯のエナメル質を試料として用いたESR(電子スピン共鳴)線量測定法は、線量計測情報がない事故時被ばく線量評価やレトロスペクティブな線量評価において注目されている。これらの線量評価における最終評価線量は、人体の各臓器の等価線量や実効線量である。そこで、本研究では計算シミュレーションにより歯の線量と実効線量の関係を定量的に解析した。また、実際のファントムの照射実験により検証した。
有金 賢次
第14回立教大学原子力研究所講演会論文集(IAERU-9904), p.19 - 29, 2000/00
原子炉施設の解体にあたって、残存放射性物質の量を評価しておくことは作業の立案及び被曝評価の上から重要であり、原研で解体が行われたJPDR、むつ等においても評価されている。JRR-2では、計算及び推定によって放射化及び汚染放射能を評価し、その妥当性を再評価するため、試料採取、線量測定を行って評価結果と比較検討している。講演では、これまで解体が実施されたJPDR、むつ等の放射化放射性物質の評価を概観し、JRR-2廃止措置の概要を述べ、その後、JRR-2の残存放射性物質の評価と再評価について述べる。
澤村 卓史*
JNC TJ1400 99-002, 73 Pages, 1999/03
核燃料施設からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価は、施設の環境評価項目の1つに位置づけられており、遮蔽計算コードにより解析が行われている。しかし、ベンチマークデータが極めて少ないこと等もあり、評価においては十分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は、施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、中性子を対象とした同期方式によるパルス状放射線測定装置を改良し、北大45MeV電子線型加速器施設内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施することにより、作製した装置がスカイシャイン線による線量測定に有効であることを実験的に明らかにすると共に汎用ユ一ザ一ズ版EGS4およびMCNPコードによる北大45MeV施設のスカイシャイン線評価への適用を検討するため以下の研究を行った。・同期法によるパルス状放射線測定装置を改良し、ゲート動作の有効性とバックグランド低減率の測定等の基礎実験を行った。装置の改良の結果、施設建て屋外においても信号中性子、バックグランド中性子および中性子到来時間分布を同時に測定することが可能になった。・北大45MeV電子線型加速器施設の建て屋内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施した。その結果、中性子スカイシャイン線の測定に対しても同期測定法が適用できること示した。中性子に対しても排気筒が中心的な漏洩源であることが分かった。・シミュレーションによる北大45MeV電子線型加速器施設からの中性子スカイシャイン線評価のための基礎的計算を開始した。その結果を示す。
幕内 恵三
ポリマーダイジェスト, 51(1), p.17 - 33, 1999/01
放射線加工をこれから検討しようとする高分子技術者を対象に、放射線利用について解説した。内容は、放射線加工用の線源と電子加速器、高分子の放射線化学反応、放射線加工の生産性、照射技術と線量測定、放射線加工の特長等である。特に電子加速器については、最新の話題である極低エネルギー電子加速器及び自己遮蔽型高エネルギー電子加速器を紹介した。
須永 博美
低エネルギー電子線照射の応用技術, p.36 - 49, 1999/00
(株)シーエムシーから出版される「低エネルギー電子線照射の応用技術」(仮題)の中の「線量測定の技術」の章である。電子線の照射利用において、吸収線量は照射効果を論じる場合に「どれだけ」の照射を行った結果なのかを示す共通の尺度であり、照射された試料の品質保証を行ううえで、また、照射施設の設計を行うためなどにおいて基本となる重要な量である。物質中に入射した電子線の挙動と吸収線量との関係、線量計の種類と線量測定法、そして低エネルギー電子線照射において深度線量分布を測定する場合の試料中の深さを高分解能で求める方法等について述べる。
辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿
PNC TN8510 98-001, 13 Pages, 1998/07
AmericanNationalStandardHPSN13.41-1997"CriteriaforPerformingMultipleDosimetry"を翻訳した。この規格は、複数個の線量計を用いて個人の被ばく線量を評価する必要がある場合の条件とその際の方法論を定めている。内容は、現在、国内で実施されている「不均等な被ばく形態における線量評価法」とほぼ同様であるが、複数個の線量計の着用が必要とされる条件、それらの身体配置並びに線量評価方法及び記録のありかた等が具体化されている。
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。
青山 卓史; 升井 智彦*; 住野 公造; 佐井川 拓也*
PNC TN9410 98-004, 74 Pages, 1997/12
高速炉プラントの保守・補修作業時の主要な被ばく源となる放射性腐食生成物(CP)の挙動解明と解析手法の整備に資するため、高速実験炉「常陽」において、第11回定期検査中の平成7年10月11月(積算原子炉熱出力:約14.3万MWd)に、1次冷却系の配管および主要機器を対象に、CPの付着密度と線量率を測定した。今回は、新放射線計測技術として近年実用化が進んでいるプラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を線量率分布測定に適用し、CP挙動測定の高精度化と迅速化を図った。本研究の主要な成果は以下のとおりである。(1)1次冷却系における主要なCP核種は、54Mnと60Coであり、これらの付着分布には以下の特徴がみられ、過去の測定結果と概ね同じ傾向であった。1)1次主冷却系配管(Aループ)のCP付着密度は、原子炉容器出口から主中間熱交換器までのホットレグ、主中間熱交換器から主循環ポンプまでのコールドレグ(1)、主循環ポンプから原子炉容器入口までのコールドレグ(2)について、それぞれ、54Mnが約15kBq/cm2乗、約33kBq/cm2乗、約46kBq/cm2乗であり、60Coが約8kBq/cm2乗、約5kBq/cm2乗、約7kBq/cm2乗であった。54Mnの付着密度は、60Coに比べて、ホットレグで約2倍、コールドレグで約7倍であり、54Mnの方が線量率に占める割合が大きい。2)1次主冷却系配管表面の線量率は、ホットレグで約0.3mSv/h、コールドレグ(1)で約0.2mSv/hおよびコールドレグ(2)で約0.4mSv/hであった。(2)今回の測定では、前回測定した第10回定期検査以降の原子炉運転時間が少なかったCPの生成量よりも減衰量が上回り、付着密度が減少した。また、原子炉停止後の冷却期間が長かったため、主に54Mnの減衰により線量率も低下した。(3)PSFにより、10mまでの範囲で位置分解能の高い連続的な空間分布が数分間で得られた。また、狭隘で人のアクセスが容易でない保守作業エリアにおける線量率分布が詳細に測定でき、空間線量率のデータを大幅に拡充できた。
