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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。
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。
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。
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：43 パーセンタイル：92.10(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。
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。
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。
水下 誠一
緊急時における線量評価と安全への対応; 放医研環境セミナーシリーズ No. 21, 0, p.86 - 105, 1994/00
ホールボディカウンタ(全身カウンタ)は体内の放射性核種からでる
線を直接検出することにより人体内にある放射能を測定する代表的な体外計測装置の1つであり、原子力分野においては放射線業務従事者の内部被ばく管理に、医学の分野においては体内カリウムの測定等に使用されている。また、原子力施設の事故時においては作業者および住民の内部被ばく線量の測定に最も効果的に用いられる装置である。全身カウンタの測定より得られるデータは全身負荷量とその時間的変化であり、これらの量は内部被ばく線量評価に必要な体内の放射性核種の核変換総数を計算する基本データとなる。セミナーでは全身カウンタの装置としての基本的特徴および校正方法について、また内部被ばく線量評価の実際について述べる。さらに、日ソ研究協力における全身カウンタを用いた内部被ばく線量測定評価の協力内容と得られている結果についても言及する。
吉田 浩子*; 篠原 直秀*; 真辺 健太郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所(FDNPP)事故による避難指示を解除し、今後住民の帰還及び居住を進めていくにあたっては、住家内の汚染状況の把握と居住に伴う線量評価が重要である。本研究では、帰還住民の生活を想定し、掃除機がけ、ハタキがけ等の作業を実施した時の再浮遊放射性セシウムの粒径分布及び放射能を測定するとともに、これら測定値に基づき、手を介した経口摂取及び再浮遊セシウムの吸入摂取に対する預託実効線量を評価した。その結果、吸入摂取では、FDNPPからの距離が1.6kmの場合は最大で約4
Svであったが、距離が5km以上の場合は1Sv以下となり、線量と距離は逆相関関係にあることが分かった。発表では、経口摂取も考慮した総合的な内部被ばく線量と距離の関係について報告する。
大葉 隆*; 石川 徹夫*; 永井 晴康; 床次 眞司*; 長谷川 有史*; 鈴木 元*
no journal, ,
UNSCEAR2013レポートにおいて、福島第一原発事故時の原発周辺自治体の避難経路は全18パターンに集約されていた。本研究は、避難経路毎の割合から、各自治体における小児の甲状腺線量分布を明らかにする。県民健康調査より7市町村の19歳以下の行動記録を解析し、甲状腺線量の算出はWSPEEDI放射能分布データベースを用いた。対象市町村ごとに、4
5パターンの避難経路が示され、その甲状腺線量は避難経路毎に特徴が見られた。ここから、自治体ごとの小児の甲状腺線量分布と特定の避難経路との関係が示された。
大葉 隆*; 石川 徹夫*; 永井 晴康; 長谷川 有史*; 深谷 紀元*; 鈴木 元*
no journal, ,
UNSCEAR2013レポートにおいて、福島第一原子力発電所事故時の原発周辺自治体の避難経路は全18パターンに集約されていた。本研究は、福島県民健康調査の行動記録調査を利用して、福島第一原子力発電所事故時に放出された放射性プルームへのばく露に関連して避難シナリオを再構築するために、避難経路からそのパターンの割合を示し、吸入による小児の甲状腺線量の分布を示した。各市町村における避難経路は、4-5パターンに集約された。さらに、屋内退避係数とヨウ素取り込み率を補正した7市町村における1歳児の甲状腺線量の中央値と95パーセンタイルは、それぞれ1.2から15mSvと7.5から30mSvの範囲であった。本研究で補正した吸入による甲状腺線量の分布は、実測で報告されている甲状腺線量の測定値に近い分布を示しており、本研究における推定方法の妥当性が確認された。
高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫
no journal, ,
国内の放射線安全基準は、国際放射線防護委員会(ICRP)による1990年勧告の主旨を踏まえて制定されている。一方、ICRPは1990年勧告に置き換わる2007年勧告を公開しており、その主旨を反映した国内基準の改正に関する検討も進められている。そこで、ICRPの職業被ばくによる内部被ばく線量評価に関する刊行物であるOIR(Occupational Intakes of Radionuclides)シリーズ等を調査し、今後の内部被ばく防護のための基準値の改正で留意すべき課題などを整理した。ICRPは、2007年勧告に準拠する内部被ばく線量評価のプロセスとして、摂取した核種の放射能に実効線量係数(Sv/Bq)を乗じる手法を引き続き採用した。ただし、OIRシリーズでは、現在の安全基準で考慮されている半減期10分未満の核種に対する実効線量係数は提供されていない。また、OIRシリーズのサブマージョン核種に対する線量評価データは、国内の空気中濃度限度の算定で基礎としたデータとは異なる条件で計算されている。これらのICRPが線量係数を提供しない核種や被ばく状況については、国内で独自にデータ整備を進めること等が課題となる。
阿部 智久; 吉村 和也
no journal, ,
これまで被ばく線量は個人線量計により測定、または簡易なモデルにより保守的に評価されてきたが、帰還困難区域における避難指示の解除に際しては、住民の方々個人個人の生活行動を考慮した実際的な被ばく線量予測が必要になった。そこで原子力機構は、住民の方々の不安を解消し避難指示解除などの行政判断に貢献することを目的とし、新しい被ばく評価技術の開発・高度化を進めてきた。本発表では、原子力機構が開発してきた新しい被ばく評価技術の開発・高度化事例について報告する。
吉田 浩子*; 保田 浩志*; 高橋 史明; 土橋 竜太*; 服部 隆利*
no journal, ,
日本保健物理学会は、国際放射線防護学会(IRPA)の加盟学会であり、国内の放射線防護に関係する研究者や技術者が多く入会している。毎年開催される研究発表会においては、学会の国際対応委員会が最新の動向や情報を学会員に周知するセッションを企画している。平成30年6月に開催される第51回研究発表会では、IRPA理事の吉田氏(東北大学)よりIRPAのタスクグループなどの活動内容が報告される。他、保田氏(広島大学)からは国際放射線防護委員会(ICRP)による航空飛行中の放射線防護に関する刊行物の解説があり、土橋氏(原子力安全研究協会)からは国際原子力機関(IAEA)の安全基準文書に関する最近の検討状況が報告される。原子力機構の高橋は、ICRPによる内部被ばく線量評価に関係する刊行物である放射性核種の職業上の摂取の解説を行う。
真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明
no journal, ,
ICRP2007年勧告に基づく実効線量は、男女間で平均した等価線量により評価される。一方、放射線事故、医療行為等による被ばく線量評価においては、可能な限り個々の被ばく状況を反映することが求められる。ここで、男女間には、性に固有な臓器の存在や、臓器の質量及び体内位置(身体的特性)に差があるため、これらの違いが線量評価に及ぼす影響を明らかにしておくことは有用である。本研究では、成人日本人の平均的な体格・臓器質量を備えた男女のファントム(男性: JM-103、女性: JF-103)を用いて評価した光子及び電子の比吸収割合(SAF)データ、並びにICRPの最新の放射性核種データ及び体内動態モデルを用いて放射性核種の摂取による組織・臓器の吸収線量(臓器線量)を評価し、男女間で比較した。その結果、同じ被ばく条件下で、組織・臓器によっては、身体的特性の違いにより男女間で臓器線量に数10%の差が生じることが明らかになった。
富田 純平; 阿部 琢也; 坂口 綾*; 宮田 佳樹*; 長尾 誠也*; 山本 政儀*
no journal, ,
南相馬市内から採取した水試料(井戸水・湧水・水道水)中の人工放射性核種(
Cs・
Cs・Sr)及び天然放射性核種(U・Ra同位体、
K)濃度を測定した。水試料中のSr及びCs濃度は、それぞれ検出限界(約0.08)以下3.4及び検出限界(約0.5)以下4.2 mBq L
であった。水試料中のSr濃度は、概ねグローバルフォールアウト由来のものと同程度である一方、放射性Csについては、低濃度であるが、2011年3月に補正したCs/Cs放射能比から、福島第一原子力発電所事故の影響が示唆された。水中の
U、濃度は、0.692455 ng Lであった。検出された
Ra及び
Ra濃度は、それぞれ0.142.7及び0.189.2 mBq Lと低濃度であった。検出された核種濃度を用いて、1年間1日2Lずつ飲料し続けた場合の成人の預託実効線量を計算したところ、最大で8.0Sv yであった。検出された核種濃度から求めた核種毎の平均値を用いて見積もった平均線量は、0.7Sv yであり、この場合の人工放射性核種の寄与は、全体の4%程度であった。
滝本 美咲; 山崎 巧; 高田 千恵; 岡田 和彦; 遠藤 章; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿
no journal, ,
大洗研究開発センター燃料研究棟で事故が発生した2017年6月6日に核燃料サイクル工学研究所の放射線保健室において作業員5名の肺モニタ測定を行った。その結果、
Pu及び
Amを最大でそれぞれ2.210
Bq、2.210
Bq検出したと公表した。しかし、翌日、量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所の実施した肺モニタ測定ではPuの明確なエネルギーピークが確認されず、受け入れ時の体表面汚染検査にて胸部等から線放出核種が検出されたことから、事故当日の肺モニタ測定結果は体表面汚染の影響を受けていたと考えられる。そこで、この体表面汚染の原因を検討するとともに、事故当日の測定条件及び解析結果から肺モニタ解析結果と体表面汚染との関係を評価した。
真辺 健太郎; 高橋 史明
no journal, ,
環境に放出された放射性核種に対する公衆の放射線防護に資するため、外部被ばくと内部被ばくを統合した線量評価システムの開発を進めている。内部被ばくで考慮すべき放射性エアロゾルの吸入摂取では、エアロゾルの粒径, 密度, 形状等により被ばく線量が変化し、特に粒径の影響が大きいことが知られている。しかしながら、国際放射線防護委員会(ICRP)が公開している線量係数(単位放射能当たりの預託実効線量)は、粒径が一定の対数正規分布であると仮定して評価されたものである。また、既存のコードは、粒径分布について単一値または対数正規分布しか考慮できず、改訂ヒト呼吸気道モデル(改訂HRTM)における沈着領域区分にも対応していない。そこで、本研究では、環境中の多様なエアロゾル特性を考慮した内部被ばく線量評価を行うことを目的とし、ICRPの沈着モデルを用い、任意の粒径分布, 密度及び形状を考慮可能で、改訂HRTMの領域区分に対応した沈着割合を計算する機能を開発した。本機能は、ICRPによる軽作業時の成人男性に対する沈着割合データを精度よく再現した。今後、本機能を線量評価システムに組み込み、様々な摂取条件に対する内部被ばく線量係数評価を可能とする予定である。
宮武 裕和*; 義澤 宣明*; 鈴木 元*; 永井 晴康; 大葉 隆*; 長谷川 有史*; 石川 徹夫*; レガラド 真理子*
no journal, ,
本研究では、福島第一原子力発電所事故後の福島県内避難地域における水道水中のヨウ素131の経口摂取による内部被ばく線量の推定とその不確かさの検討を行った。まず、実測値と大気拡散シミュレーションにより算出されるヨウ素131の地表面沈着率を用いて、事故直後の水道水中のヨウ素131の放射能濃度を推定した。水道水中の放射能濃度変化は、新たに沈着した放射性物質による放射能濃度増加の効果と放射性物質の実効的な減衰で表すことができるとモデル化した。このモデルのパラメータは、実測値のデータを用いて決定した。それらのパラメータを用いて、実測値が無い地点においても水道水中の放射能濃度を推定した。避難経路に沿った水道水中の放射能濃度、水道水の摂取量、線量換算係数を乗じることにより、水道水の経口摂取による内部被ばく線量の推定を行った。また、各パラメータの不確かさに起因する線量推定の不確かさの検討を行った。
高橋 史明
no journal, ,
現在の国内における放射線規制では、国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告の考え方を基本として関係法令等が制定されている。一方、ICRPは1990年勧告に置き換わる2007年勧告を公表しており、国内では新しい勧告を放射線規制へ取り入れる議論も進捗している。また、2007年勧告の考え方に従い、ICRPでは内部被ばく線量評価に用いる国際標準モデルやデータの更新も進めているため、2007年勧告の放射線規制へ取り入れに伴い国内の内部被ばくに関する規制基準値も更新される可能性がある。以上の背景から、本講演では2007年勧告に準拠した最新の線量評価モデルやデータ等について、従来からの変更点を中心に解説する。続いて、原子力規制庁からの受託事業により開発を進めている内部被ばく線量評価コードの概要を報告する。ここでは、2007年勧告に準拠した内部被ばく線量評価に用いる実効線量係数を計算する機能、モニタリング結果に基づく線量評価を行う機能等について、今後の基準値の更新や作業者の被ばく管理における活用策とともに紹介する。
