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論文

Rapid analytical method of $$^{90}$$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

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$$^{90}$$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、$$^{90}$$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$$^{-1}$$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$$^{-1}$$までは、m/z=90における$$^{88}$$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$$^{90}$$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$$^{90}$$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。

論文

Development of a function calculating internal dose coefficients based on ICRP 2007 Recommendations

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

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。

論文

Estimating internal dose coefficients of short-lived radionuclides in accordance with ICRP 2007 Recommendations

真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.385 - 393, 2019/05

高エネルギー加速器施設では、高エネルギー粒子と施設構造物、施設内の空気等との核反応によって様々な放射性核種が生成され、施設作業者に対する潜在的な内部被ばく源となる。しかしながら、国際放射線防護委員会(ICRP)が公開しているICRP 2007年勧告に従う線量係数(放射性核種1Bq摂取当たりの預託実効線量)の中には、半減期が10分未満の短半減期核種は含まれていない。そこで、本研究では対応する元素の体内動態モデル等に基づき、このような短半減期核種の吸入摂取及び経口摂取に対するICRP 2007年勧告に従う線量係数を評価した。その結果をICRP 1990年勧告に従う線量係数と比較したところ、吸入摂取では線量係数が減少し、経口摂取では増加する傾向が見られた。こうした線量係数の変化は、線量計算手順の変更や消化管モデルの改訂等が原因であることが明らかになった。この結果は、高エネルギー加速器施設におけるICRP 2007年勧告に対応した放射線防護計画の立案に有用なものとなる。

論文

バイオアッセイにおける放射性核種分析の最近の動向

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$$^{90}$$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$$alpha$$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$$^{90}$$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$$beta$$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$$beta$$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。

論文

Development of a stochastic biokinetic method and its application to internal dose estimation for insoluble cesium-bearing particles

真辺 健太郎; 松本 雅紀*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.78 - 86, 2019/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

不溶性放射性セシウム粒子が体内に取り込まれると、粒子として体内を移行すると予想される。この場合、溶解性粒子のように無数の放射性核種の挙動を平均的に表現して核種の壊変数を評価する手法を適用することができない。そこで、粒子が体内を確率論的に移行する挙動を模擬する手法を開発し、不溶性粒子の特性を考慮した体内動態モデルを構築した。これにより、セシウム粒子1個の確率論的な体内挙動を考慮して、各組織・臓器における壊変数を評価し、それに基づき内部被ばく線量を評価することが可能となった。この手順を多数回繰り返し、不溶性放射性セシウム粒子の吸入摂取に対する預託等価線量及び預託実効線量の確率密度関数を評価し、その99パーセンタイル値、平均値等を通常のセシウムモデルに基づく評価値と比較した。その結果、摂取粒子数が1個で線量値がごく低い場合は、預託実効線量の99パーセンタイル値は従来モデルによる評価値の約70倍程度となったが、粒子の不溶性に起因する線量の不確かさは預託実効線量が1mSv程度の被ばくレベルでは無視できる程度に小さいことが分かった。

報告書

平均的成人日本人女性ファントムを用いた光子及び電子比吸収割合の評価

真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明

JAEA-Data/Code 2016-013, 48 Pages, 2016/12

JAEA-Data-Code-2016-013.pdf:1.3MB
JAEA-Data-Code-2016-013-appendix(CD-ROM).zip:0.47MB

国際放射線防護委員会ICRPは、2007年勧告において、コーカソイドの身体的特性を備えた男女別のボクセルファントムに基づく等価線量の男女平均値に組織加重係数を適用し、実効線量を評価することとした。内部被ばくに対する線量評価で必須の比吸収割合SAFは、その算出に使用するファントムの体重や臓器質量に依存する。したがって、今後ICRPが公開する2007年勧告対応の線量係数(放射性核種1Bq摂取あたりの預託実効線量)は、コーカソイドの身体的特性が反映されたSAFに基づき評価され、かつ男女平均されたものとなる。一方、成人日本人は成人コーカソイドに比べて小柄であり、臓器質量の特徴も異なる。ICRPの線量係数を日本人の放射線防護の目的に利用するにあたり、人種による身体的特性の違いが線量係数に及ぼす影響について把握することは重要である。本研究では、平均的成人日本人女性ファントムJF-103を汎用放射線輸送計算コードMCNPX2.6.0に組み込み、67個の線源領域と42個の標的臓器の組合せについて、10keVから10MeVの範囲の25種類の単色光子及び電子に対するSAFを計算した。本報告書のデータと、先に公開した平均的成人日本人男性ファントムJM-103の光子及び電子SAFデータを用いることにより、光子及び電子以外の放射線を放出しない放射性核種の摂取に対し、成人日本人の平均的な特性を反映させた性別毎及び性平均の線量係数を算出するためのSAFデータが整備された。

論文

特異値分解を用いた放射性核種の摂取量推定

波戸 真治*; 木名瀬 栄

日本原子力学会和文論文誌, 15(3), p.146 - 150, 2016/09

It is significant to accurately estimate the intake quantity for the reliable internal exposure assessments. The intake quantity has been estimated by using least squares method. However, to conduct the least squares method, the number of radioactivity measurements must be more than the number of intakes. To remedy this restriction, this study suggests the estimation method using a singular value decomposition that is available regardless the relation of numbers between measurements and intakes. Moreover, this study introduces the procedure to calculate the intake quantity from the measurements with uncertainty.

報告書

東京電力福島第一原子力発電所事故後のリスクコミュニケーションの実践; 内部被ばく検査時のコミュニケーション

米澤 理加; 郡司 郁子; 杉山 顕寿; 菖蒲 順子; 高下 浩文

JAEA-Review 2015-020, 80 Pages, 2016/02

JAEA-Review-2015-020.pdf:5.82MB

原子力機構核燃料サイクル工学研究所(以下、サイクル研)では、平成23年7月から国の原子力災害現地対策本部及び福島県から依頼を受け、平成23年3月の東北地方太平洋沖地震時に起きた福島第一原子力発電所の事故(以下、福島原発事故)により影響を受けた福島県民に対して、ホールボディカウンター(以下、WBC)を使用した内部被ばく検査を実施してきた。この検査に訪れた福島県民は、福島原発事故による放射線の健康影響を心配するだけでなく、未曽有の大地震による被害を受ける等、様々な背景や懸念事項を抱えていた。そのため、疑問や不安の軽減に少しでも貢献できるよう、積極的傾聴を主とした双方向コミュニケーションに取り組んできた。本報告書では、内部被ばく検査開始直後から試行錯誤しながら取組んだコミュニケーション活動の実績とともに活動の効果を示す。

論文

内部被ばくの評価法

木名瀬 栄

Isotope News, (724), p.82 - 85, 2014/08

放射線取扱主任者の復習のきっかけになるよう、これまで一般的に実施してきた内部被ばくの評価法について概要を述べるとともに、福島第一原子力発電所事故後の内部被ばくの評価法に関する課題を紹介する。内部被ばくモニタリングである直接法, 間接法ともに、体内負荷量、排泄(率)、空気中濃度で表現される放射能について、信頼性高く測定評価することが日常的な課題であり、特に、直接法には被検者の測定条件と同一条件となる人体形状ファントムを用いた校正法が、間接法には十分な量の試料採取と迅速かつ高感度な組成分析法が極めて重要になると考えられる。評価対象核種によっては、直接法、間接法ともに、長所と短所があり、いずれがよいかを選択することは困難になるが、最終的には測定結果の不確かさなどを考慮して、預託実効線量を評価しなければならない。

論文

Japanese adult male voxel phantom constructed on the basis of CT images

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:32 パーセンタイル:7.66(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$$times$$0.98$$times$$1mm$$^{3}$$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:0.98$$times$$0.98$$times$$10mm$$^{3}$$)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。

論文

JAERI-Universities joint research project on radiation safety in proton accelerator facilities; Outline of the project

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。

論文

計算シミュレーション手法に基づく体外計測法の高度化に関する研究

木名瀬 栄

RIST News, (37), p.10 - 19, 2004/03

本研究では、ICRP1990年勧告の要件である内部被ばく線量測定に必要な精度,摂取時期不明などを起因とする不確かさファクター3を満たした高精度体外計測法の確立を目的として、モンテカルロ法を用いた計算シミュレーションによる体外計測装置の数学的校正手法を開発するとともに、体外計測装置校正の体格依存性補正法の開発,体外計測装置による体内放射能評価の不確かさ解析を行った。開発した数学的校正手法は、被検者について多種多様な人体形状,放射能分布の模擬を容易にし、放射能を含有した人体形状模型である物理ファントムを要さない体外計測装置の校正を可能にした。また、数学的校正手法を用いて、体外計測装置校正にかかわる体格依存性補正法を開発し、体表面積を補正因子とした体格補正式を考案した。さらに、実測及び計算シミュレーションにより、体外計測装置による体内放射能評価の不確かさについて解析し、体内放射能評価の不確かさにおいて体内放射能分布による体外計測装置計数効率の変動などが大きく影響することを明らかにした。

論文

「放射性核種の内部被ばく線量評価に関するワークショップ」に出席して

木名瀬 栄

保健物理, 37(4), p.270 - 273, 2002/12

2002年9月9日から9月12日にかけて英国オックスフォードで開催された「放射性核種の内部被ばく線量評価に関するワークショップ」の印象記である。

論文

Development of rapid bioassay method for plutonium

桑原 潤; 野口 宏

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 252(2), p.273 - 276, 2002/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:27.31(Chemistry, Analytical)

プルトニウムの内部被ばくにおいて、摂取量評価のための最も高感度な方法は、排泄物試料を用いたバイオアッセイ法である。しかしながら、従来の方法は分析に数日を要していたため緊急時における迅速な対応という観点では適応が困難であった。そこで高感度なバイオアッセイ法を緊急時にも対応できる方法とするため、尿中プルトニウムの迅速なバイオアッセイ法の開発を行った。化学分離精製操作には、マイクロウェーブ湿式灰化装置や抽出クロマトグラフィーレジンを用いることで、分析時間の短縮化を行った。また、測定器には、超音波ネブライザを接続した誘導結合プラズマ質量分析計(ICP-MS)を用いることで、測定時間を大幅に短縮することができた。全分析所要時間は12時間であり、本分析法は緊急時に有効なプルトニウムのバイオアッセイ法であるといえる。

論文

Present state of internal dosimetry for radiation protection in Japan

水下 誠一

Proceedings of the KARP Autumn Meeting KARP-JHPS Joint Symposium on Internal Dosimetry, p.31 - 36, 2001/11

韓国で開催される韓国放射線防護学会及び日本保健物理学会の合同シンポジウム“The KARP-JHPS Joit Symposium on Internal Dosimetry"に参加して、「日本の放射線防護における内部被ばく測定評価の現状」と題する発表を行う。発表では、ICRPの内部被ばくの測定評価にかかわる勧告の体系を説明するとともに、これまでの日本における内部被ばく測定評価,及び2001年の法令改正における新たな内部被ばく測定評価方法について解説する。また、新しい内部被ばく測定評価方法の確立の必要性と、関連するICRPの動き及び原研のボクセルファントムの研究の状況を発表し議論する。

報告書

東海再処理施設におけるC-14の挙動

永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一

JNC-TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09

JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB

原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1$$sim$$6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.4$$sim$$9.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.9$$sim$$15.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 $$sim$$22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。

論文

放射線防護分野における核データ

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。

論文

被ばく線量の測定・評価マニュアル; 内部被ばくについて

山口 武憲

保健物理, 36(1), p.11 - 17, 2001/03

放射線障害防止法令が平成12年10月に改正されて公布された。法令では内部被ばくの評価方法が改正されている。本マニュアルではICRPの新しい報告書の内容を取り入れ、法令に基づく具体的な内部被ばくの評価方法を解説しており、平成13年度からの法令の施行に対応していくうえで参考となるものである。本報告書は、このマニュアルの内容の中から特に重要と考えられる事項について解説したものである。

論文

Data for radiation protection and nuclear data

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。

報告書

現行法令及びICRP Publ.68,72に掲載されていない核種の空気中濃度等の試算; JAERI-Data/Code 2000-001補遺

河合 勝雄; 遠藤 章

JAERI-Data/Code 2000-033, 59 Pages, 2000/10

JAERI-Data-Code-2000-033.pdf:3.35MB

現行法令に規定されている核種に関する国際放射線防護委員会(ICRP)の内部被ばく線量評価法に基づく「空気中濃度」、「排気中または空気中の濃度」、「排液中または排水中の濃度」の計算値については、JAERI-Data/Code 2000-001「ICRPの内部被ばく線量評価法に基づく空気中濃度等の試算」(2000年1月)として報告した。本報告では、JAERI-Data/Code 2000-001に報告した核種以外の、おもに加速器施設及び熱核融合実験炉の管理あるいは設計などにおいて、内部被ばく管理上重要と考えられる81元素248核種について、吸入摂取及び経口摂取した場合の線量係数を算出するとともに、「核種ごとの空気中濃度等」の試算値を示した。また、「核種ごとの濃度が規定されていない場合の空気中濃度等」を求め、JAERI-Data/Code 2000-001の当該空気中濃度値との比較結果を示した。

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