Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
外間 智規; 木村 仁宣; 外川 織彦
JAEA-Research 2023-010, 57 Pages, 2024/02
JAEA-Research-2023-010.pdf:3.29MB
原子力災害時に住民の甲状腺中放射性ヨウ素放射能の簡易測定を行うことが計画されている。簡易測定にはスクリーニングレベル:0.20
Sv/hが目安として設定されており、原子力災害等の状況に応じて適切に見直すこととされている。しかしながら、スクリーニングレベルの見直しに関する具体的な方針は定められていない。スクリーニングレベルの見直しについては、甲状腺内部被ばく線量の判断レベルや簡易測定の実施期間等、簡易測定の可否に係る要因について考慮する必要がある。本研究では、スクリーニングレベル:0.20Sv/hの設定根拠を整理するとともに、原子力災害時におけるスクリーニングレベル見直しの実行性について考察を行った。スクリーニングレベルを0.025
0.50Sv/hの範囲で見直した場合の判断レベルと実施期間との関係を計算し、スクリーニングレベル見直しの実行性について考察を行った。その結果、スクリーニングレベルの見直しについては、適切な判断レベルと実施期間を選択しなければならないという技術的な制約はあるものの実行可能であることが分かった。しかしながら、原子力災害時の簡易測定の実際を想定した場合、スクリーニングレベル見直しについては、実施期間の延長が必要な状況において0.0300.20Sv/hの範囲で設定することが妥当であろうと評価した。
吉村 和也; 眞田 幸尚; 佐藤 里奈; 中山 真理子*; 坪倉 正治*
Journal of Radiation Research (Internet), 64(2), p.203 - 209, 2023/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Biology)福島第一原子力発電所事故後、多くの自治体や政府、研究機関によって住民の個人被ばく線量が評価されてきた。この評価には、個人線量計による測定やシミュレーションなど、目的に応じて様々な方法が用いられてきたが、評価内容や方法に関する情報は体系的に整理されていない。これまでに蓄積された個人被ばく線量評価の知見や経験を包括的にレビューし、評価手法の特徴を把握することは、政府の政策立案に続き、放射線防護やリスクコミュニケーションに非常に有用である。本報告書では、FDNPS事故後の住民被ばく線量評価に関する国や研究機関の取り組みについて、第1部で概観し、第2部では、FDNPS事故後の住民被ばく線量評価に関する国や研究機関の取り組みについて概観した。一方、個々の被ばく線量を評価する方法には、それぞれ不確実性や適切な評価のために考慮すべき点 が存在する。これらの知見や経験は、評価の実施や評価結果を政府の政策立案に活かすために重要であり、本稿のPart2でまとめている。
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。
眞田 幸尚; 操上 広志; 舟木 泰智; 吉村 和也; 阿部 智久; 石田 睦司*; 谷森 奏一郎*; 佐藤 里奈
日本原子力学会和文論文誌, 20(2), p.62 - 73, 2021/06
内閣府原子力被災者生活支援チームは、2022年春頃から2023年春頃までに避難指示解除が計画される「特定復興再生拠点区域」において、放射線防護対策を検討している。放射線防護対策を検討するにあたり、当該区域の汚染状況の把握と被ばく線量の評価は必要不可欠である。福島第一原子力発電所の事故以降、数々のモニタリングにより空間線量率分布が評価され、またこの空間線量率を元に、被ばく線量が推定されてきた。一方、当該区域は比較的空間線量率が高く、放射線防護に対してより慎重な配慮が必要であるため、被ばくに係る詳細な情報が求められている。そこで本研究では、詳細な汚染状況と、当該区域の状況に即した被ばく線量を評価することを目的とし、(1)無人ヘリコプターによる空間線量率の測定、(2)大気中の放射性セシウム濃度の測定、(3)代表的な行動パターンにおける外部・内部被ばく線量の評価を実施した。併せて、空間線量率分布のモニタリング手法と、被ばく線量評価方法の高度化を検討した。今後の放射線防護において有効な、新たな空間線量率のモニタリング手法と被ばく線量評価方法の妥当性を示した。
菅谷 敏克; 阿部 大智*; 岡田 翔太; 仲田 久和; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-004, 79 Pages, 2021/05
JAEA-Technology-2021-004.pdf:2.86MBJAEA-Technology-2021-004(errata).pdf:0.38MB
研究施設等廃棄物の埋設処分に向けて、廃棄体等のトレンチ処分及びピット処分への区分や、重要核種を選定する際の参照値とするため、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある220核種について、トレンチ処分及びピット処分における基準線量相当濃度を試算した。基準線量相当濃度の試算に当たっては、廃棄物埋設施設の立地場所は様々な環境が考えられるため、原子力安全委員会がトレンチ処分及びピット処分の濃度上限値を算出するために用いられた被ばく経路に追加して、中深度処分で想定されている被ばく経路も追加した。また、埋設処分場の規模を、現在想定しているトレンチ処分約53万本、ピット処分約22万本を対象として設定した。本報告書で試算した基準線量相当濃度の結果は、立地場所が決定していない段階での廃棄体等のトレンチ処分及びピット処分への区分や、重要核種を選定する際の参照値として用いることを考えている。また、今後の処分施設のバリア機能の設置などの検討を考慮して、基準線量相当濃度の値を見直すこととする。なお、今後、立地場所の決定後、立地条件を踏まえて線量評価を行い、事業許可申請書に記載する廃棄体等の放射能及び放射能濃度を決定することとなる。
廣内 淳; 渡嘉敷 雄士*; 高原 省五; 真辺 健太郎
JAEA-Research 2021-001, 284 Pages, 2021/03
JAEA-Research-2021-001.pdf:4.23MB
日本原子力研究開発機構が開発した確率論的事故影響評価(レベル3PRA)コードOSCAARでは、国際放射線防護委員会(ICRP)の刊行物に基づいた内部被ばく線量係数を使用して公衆の被ばく線量が評価されている。内部被ばく線量係数に係るパラメータの一つである消化管吸収率
には推奨値が与えられている。しかしながら、の値には不確かさがあると報告されており、その不確かさによって内部被ばく線量がどの程度の影響を受けるのかの調査は限られている。そこで本報告書では、の不確かさによる内部被ばく線量への影響を調査するため、体内での放射性核種の移行モデルを用いてを変化させた解析を行い、内部被ばく線量係数との関係式を導出した。関係式を求めた結果、半減期が半日以上の核種に対しては、内部被ばく線量係数はの1次関数で近似でき、半減期が半日未満の核種に対しては、の3次関数で近似できることを示した。
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。
富田 純平
ぶんせき, 2019(3), p.112 - 113, 2019/03
バイオアッセイ試料中の放射性核種分析は、従来、煩雑な放射化学分離及び放射線計測により実施されてきた。しかしながら、近年、抽出クロマトグラフィーレジンの登場やICP-MSの感度向上及び干渉除去技術の進歩により、分析が迅速・簡便化されつつある状況にある。そこで、バイオアッセイ試料分析の例として、尿中のPu同位体及び
Sr分析に着目し、従来及び最近開発された分析法について紹介した。尿中のPu分析法では、従来の陰イオン交換法と
線スペクトロメトリーによる分析法及び最近発表されたTEVA, UTEVA, DGA resinを使用した抽出クロマトグラフィーと高効率試料導入装置を連結したSF-ICP-MS測定によるUを高濃度に含む尿中Pu迅速分析法を紹介した。尿中のSr分析法では、従来の発煙硝酸法によるSrの放射化学分離と
線測定による分析法、TRUとSr resinによるSrの迅速分離と分離直後の線スペクトロメトリーを組み合わせた迅速分析法及びSr resinによるSrの分離とICP-MS測定を組み合わせた分析法について紹介した。
山本 風海; 岡部 晃大; 神谷 潤一郎; 吉本 政弘; 竹田 修; 高柳 智弘; 山本 昌亘
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.314 - 318, 2016/11
2007年のRCSの運転開始以後、ビームコリメータではこれまで不具合は起きていなかったが、2016年4月の保守作業時に真空漏れが発生した。ビームコリメータはその機能の上から、非常に放射化することが予想されていたため、真空フランジを遠隔から着脱するためのリモートクランプシステムをはじめとして、作業中の被ばく量を低減するための準備がなされていた。そのため、今回故障が発生してから代わりのダクトへの入れ替えを行うに際して、ビームが直接当たるコリメータ本体では40mSv/hという非常に高い表面線量が測定されたにも関わらず、作業者の被ばく線量は最大でも60マイクロSvに抑えることに成功した。本発表では、コリメータの故障から復旧までの状況について報告する。
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。
佐藤 薫; 高橋 史明; 遠藤 章; 小野 孝二*; 長谷川 隆幸*; 勝沼 泰*; 吉武 貴康*; 伴 信彦*; 甲斐 倫明*
RIST News, (58), p.25 - 32, 2015/01
原子力機構では、国内でのCT診断時の患者の被ばく管理の向上に資するため、大分県立看護科学大学等との共同研究によりWAZA-ARIの開発を進め、2012年12月にその試用版を公開した。試用版のWAZA-ARIには、平均的成人日本人男性(JM-103)及び女性(JF-103)、4才児(UFF4)ファントムと放射線輸送計算コードPHITSを組み合わせて計算した臓器線量データベースが格納されている。WAZA-ARIでは、これらの臓器線量データベースの中から、撮影条件に応じた適切なデータが選択されて線量計算に利用される。試用版の公開以後、WAZA-ARIのホームページへのアクセス件数は月当たり概ね1000件を超えており、2014年9月末において28421件に達した。現在、試用版のWAZA-ARIの線量評価機能を拡張した本格運用版である、WAZA-ARI version 2の開発が進められており、2014年度中の公開を目指している。WAZA-ARI version 2では、利用者は自身で計算した線量データを登録し、国内での線量分布と比較する機能も追加されている。
佐藤 薫; 野口 宏; 江本 豊*; 古賀 佑彦*; 斎藤 公明
Radiation Protection Dosimetry, 123(3), p.337 - 344, 2007/02
被引用回数：39 パーセンタイル：91.43(Environmental Sciences)健康な日本人成人男性ボランティアのCT画像を利用して精密全身ボクセルファントム(以下、JMファントム)を開発した。JMファントムの特徴について、以前に原研で開発したボクセルMIRDファントム及び日本人成人男性ボクセルファントムとの比較を行った。JMファントムのボクセルサイズは、0.98
0.981mm
であり、線量評価にとって重要な臓器の形状等が精密に再現されている。また、JMファントムの臓器形状は、原研において以前開発した日本人成人ボクセルファントム(ボクセルサイズ:0.980.9810mm)と比較して、甲状腺や胃等の小さな、あるいは複雑な形状の臓器についてもリアリスティックに再現されていることを確認した。さらに、JMファントムの脳,腎臓,脾臓,膵臓,甲状腺及び膀胱における光子の自己吸収割合を評価し、他のファントムと比較した。その結果、臓器の重量,形状及び厚さは、光子の自己吸収割合の重要な決定要因の一つになることが示唆された。
-ray dose around a collimator at 3-GeV proton synchrotron ring of J-PARC facility中根 佳弘; 中野 秀生*; 阿部 輝雄*; 中島 宏
Proceedings of 11th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-11) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/05
現在建設が進められているJ-PARCの3GeV陽子シンクロトロン施設において、入,出射部やコリメータ部ではkWオーダーのビームロスが想定されており、このエリアでの加速器機器保守時の被ばく線量評価は重要である。本研究では、3-GeVシンクロトロン加速器において最もビームロス量が大きいコリメータ部近傍における残留放射能及びそれによる被ばく線量を、PHITS, DCHAIN-SP及びQAD-CGGP2を用いて評価した。その結果、コリメータ近傍で、局所遮蔽の貫通口からコリメータが直視できる位置での1年間運転後の被ばく線量は、1か月間の冷却後でも2-12mSv/hと高いものの、加速器停止後に貫通口に遮蔽プラグを挿入することにより、作業が可能な線量率に低減できることがわかった。また、コリメータ下流部のビームダクトの放射化が比較的高く、メインテナンスのためダクト周りの局所遮蔽を外した状態では、1か月冷却後でも0.3-1.0Sv/hとなることがわかり、より高い精度の評価のため、今後、機器のメインテナンスシナリオと併せて検討することが必要である。
山口 恭弘; 平山 英夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.498 - 501, 2004/03
2000年4月から3年間、高エネルギー陽子加速器施設の放射線安全に関して、原研・大学プロジェクト共同研究が実施された。このプロジェクトには、2研究機関及び5つの大学から10の研究グループが参加し、原研高崎研究所のTIARAの準単色中性子場を用いて、次の3つのテーマに関する研究開発が実施された。また、研究の進捗状況を把握し協力体制を促進するために、研究会が開催された。(1)中性子線量評価のための物理データに関する研究,(2)数10MeV中性子用のモニタ・線量計の開発,(3)内部被ばく線量評価のための放射性エアロゾル・ガスの生成に関する研究。
坂井 章浩; 大越 実
Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.175 - 186, 2003/00
日本原子力研究所は、原子力安全委員会のクリアランスレベルにかかわる調査・審議への技術的支援として、原子炉施設及び核燃料使用施設の運転及び解体時に発生するコンクリート及び金属を対象とし、決定論的手法によるクリアランスレベルの導出を行った。原子炉施設で21、核燃料使用施設で49の主要核種について、クリアランスされた後に想定される73の被ばく経路ごとに、個人被ばく線量が10Sv/yに相当する放射能濃度を求め、核種ごとにその最小値をクリアランスレベルとした。導出したクリアランスレベルとIAEA-TEDDOC-855のクリアランスレベルを比較すると、ほとんどの核種についてはほぼ同様であるが、Tc-99, I-129等については1桁以上低い結果となった。これは、両方の被ばく経路、パラメータ値などにかかわる差異が原因であると考察される。
柳原 敏
日本原子力学会誌, 44(10), p.734 - 737, 2002/10
日本原子力研究所で10年以上にわたって進められた動力試験炉(JPDR)の解体撤去では、作業に要した人工数,作業者被ばく線量,廃棄物発生量,適用した装置の性能等のデータを収集してその分析を行い、また、それらのデータや作業経験を将来の廃止措置に反映する方法について検討を進め、原子炉施設の廃止措置計画の策定及び管理システム(COSMARD)を開発した。本稿はCOSMARD開発経緯,その概要,将来の展開等を記述したものであり、廃止措置の技術開発,解体作業の分析,COSMARDの開発,今後の展開,環境問題の解決に向けて、などから構成される。
木村 英雄
原子力バックエンド研究, 8(2), p.103 - 114, 2002/03
核燃料加工施設等から発生するウラン廃棄物の処分方策を検討するため、簡易な方法による浅地中処分(トレンチ処分),浅地層処分及び地下利用に十分余裕を持った深度への処分を想定して、パラメータ不確かさを考慮した重要度解析及び被ばく線量評価解析を実施した。本報告では、各処分概念ごとの埋設濃度上限値の試算結果,パラメータ不確かさ解析による重要被ばく経路の同定,人間侵入及び隆起浸食等の確率的シナリオの影響等に関する評価結果について述べる。
松鶴 秀夫
日本学術会議荒廃した生活環境の先端技術による回復研究連絡委員会シンポジウム「放射性物質による環境汚染の予防に向けて」, p.53 - 62, 2002/00
日本学術会議「荒廃した生活環境の先端技術による回復研究連絡委員会」の「環境の汚染防止と回復研究小委員会」の審議結果をとりまとめて報告するものである。本報では、環境における放射性物質として、自然放射性物質及び人工放射性物質を取り上げ、これらの環境中での放射線影響,環境中での監視,汚染防止対策などについて概観した。
坂本 隆一; 斎藤 公明; 堤 正博; 長岡 鋭
保健物理, 36(4), p.297 - 307, 2001/12
外部被ばく線量に影響を与えるファクターとしては、事故後の放射性核種の沈着分布,放射性核種の種類,核種の地中分布,降雨,積雪,半減期,家屋等の遮蔽効果,除染効果,生活パターン等がある。本調査研究では、チェルノブイリ地域において、これらのファクターに関係するデータを1992年から可能な範囲で継続的に収集を行った。本研究のおもな成果は次に示す4項目にまとめられた。(1)広域に汚染した地域の放射線レベルを迅速にサーベイする方法の開発、(2)汚染地域の住民に対する外部被ばく線量を推定する方法の検証、(3)線線量評価用基本データのモンテカルロ法による整備、(4)汚染環境場の特性解析。以下、本報告では、調査や実験の概要を項目別に述べ、その後におもな成果を記述した。
