検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 21 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

高エネルギー光子・電子・中性子・陽子に対する線量換算係数

坂本 幸夫; 佐藤 理*; 津田 修一; 義澤 宣明*; 岩井 敏*; 田中 俊一; 山口 恭弘

JAERI 1345, 103 Pages, 2003/01

JAERI-1345.pdf:4.95MB

国際放射線防護委員会(ICRP)1990年勧告に沿った光子,電子及び中性子に対する実効線量への線量換算係数は、ICRP Publication 74においてそのエネルギー範囲が限られ、加速器施設で生じる高エネルギー放射線に対する実効線量への線量換算係数は未整備である。今後原研が開発する高エネルギーの加速器施設の設計に役立てるため、HERMESコードシステムをもとにした高エネルギー放射線の被ばく線量評価システムを整備するとともに、10GeVまでの光子,中性子及び陽子並びに100GeVまでの電子に対する実効線量及び実効線量当量への線量換算係数を評価した。得られた実効線量への換算係数は、FLUKAコードシステムで最近評価された換算係数に比べて、光子及び電子並びに500MeV以下の中性子及び陽子で良く一致していた。1GeV以上の中性子及び陽子の実効線量への換算係数には差違が見られたが、これは核反応モデルによる断面積データの違いと考えられる。また、放射線荷重係数を用いる実効線量は線質係数を用いる実効線量当量に比べて過大評価であり、高エネルギー中性子及び陽子に対する放射線荷重係数の見直しの必要があることがわかった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果(2000年度業務報告)

圓尾 好宏; 渡辺 均; 武石 稔; 宮河 直人; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚

JNC-TN8440 2001-011, 146 Pages, 2001/06

JNC-TN8440-2001-011.pdf:2.98MB

東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2000年4月から2001年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

論文

高エネルギー放射線に対する線量換算係数の現状

津田 修一; 山口 恭弘

保健物理, 36(1), p.51 - 60, 2001/03

近年、高エネルギー加速器は、基礎科学研究、原子力開発等に利用される高エネルギー放射線源として注目されている。これらの加速器施設における遮へい設計,放射線管理等において、線量換算係数を用いた高エネルギー放射線に対する線量評価は極めて重要である。いくつかのグループは、ICRP74に含まれていない放射線や、より高いエネルギーの放射線に対する線量換算係数を計算している。本報告では、10MeV以上の種々の放射線に対する実効線量,実効線量当量,及び国際放射線単位測定委員会が推奨している計測実用量に関する線量換算係数の現状を整理し、問題点をまとめた。

論文

Fluence to effective dose conversion coefficients for electrons with energy from 1 MeV to 100 GeV

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘; 佐藤 理*

Radiation Protection Dosimetry, 95(1), p.5 - 16, 2001/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.11(Environmental Sciences)

1MeVから100GeVまでの電子に対する実効線量換算係数を計算した。計算は、MIRD型数学人体型と、電磁カスケードモンテカルロコードEGS4を用いて行った。計算条件は、14点の単色エネルギー電子に対して、前方,後方,側方,回転及び等方とした。換算係数は、電磁力カスケード過程と光核反応に対する実効線量が考慮されている。また、実効線量当量を計算して、光核反応の線量寄与を、より詳細に検討した。本研究結果は、実効線量と臓器線量への換算係数として表にまとめ、高エネルギー電子に対する放射線防護の基礎データとして活用することができる。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果(1999年度業務報告)

片桐 裕実; 篠原 邦彦; not registered; 清水 武彦; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚

JNC-TN8440 2000-007, 141 Pages, 2000/06

JNC-TN8440-2000-007.pdf:3.02MB

東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1999年4月から2000年3月までに間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

論文

Development of a detector for measuring effective dose (equivalent) for external photon exposures in natural environment

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$$_{E}$$)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。

論文

Evaluation of dose conversion coefficients for high-energy radiation in Japan after SATIF-4

坂本 幸夫; 津田 修一; 佐藤 理*; 義澤 宣明*

Proceedings of 5th Specialists' Meeting on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-5), p.313 - 324, 2000/00

第4回加速器遮蔽専門家会合以降、日本では数学ファントムモデルを用いた高エネルギー放射線に対する線量換算係数に関して4つの評価活動が行われた。1つ目は高エネルギー光子に対する実効線量及び周辺線量当量の評価であり、2つ目は高エネルギー電子に対する実効線量の評価である。3つ目は高エネルギー$$alpha$$線に対する実効線量、実効線量当量の評価である。4つ目は100GeVまでの中性子・陽子に対する評価である。EGS4コードによる光子・電子の線量換算係数はFLUKAコードシステムで評価されたものとほぼ等しい。しかしながら、HERMESコードシステムによる10-100GeV中性子・陽子の線量換算係数は、FLUKAコードシステムでの評価値に比べて小さい。これはHERMESコードシステムの核反応モデルの違いによるものと考えられる。

報告書

JMTR核燃料物質使用施設の想定事故時の直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による周辺監視区域境界の線量当量評価

土田 昇

JAERI-Tech 96-020, 28 Pages, 1996/05

JAERI-Tech-96-020.pdf:1.11MB

JMTR(Japan Materials Testing Reactor)における核燃料物質使用施設の安全評価を目的とし、使用施設で核分裂生成物(FP)放出を伴う事故を想定した場合の周辺監視区域境界における公衆の外部放射線による被ばく評価を実施した。想定事故としては、JMTRの出力急昇試験設備であるOSF-1照射設備のキャプセル破損を想定した。想定事故では、キャプセル破損により照射中の燃料棒内の放射性物質であるFPがOSF-1冷却系に流出し、OSF-1冷却系から原子炉建家内に漏洩する冷却水に含まれるFPが原子炉建家内の空気中に移行し、一部は壁面に付着すると仮定して、それら原子炉建家内のFPを放射線源とした場合の周辺監視区域境界における直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による実効線量当量を評価した。評価の結果、周辺監視区域外の公衆に著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないことが確認された。

論文

Calculation of effective doses for external neutrons

山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.821 - 827, 1994/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.73(Nuclear Science & Technology)

ICRP1990年勧告に基づき、中性子外部被ばくに対する実効線量をモンテカルロ法を用いて計算した。計算は、熱エネルギー~18.3MeVのエネルギー範囲、5つの照射ジオメトリー(AP,PA,RLAT,ROT,ISO)について行った。計算には、中性成人の人体模型、MORSE-CGコード及びJENDL-3に基づく核データを使用した。その結果、1MeVより低いエネルギーの中性子に対しては、実効線量が従来の実効線量当量より大きく、それより高いエネルギーでは小さくなることが分かった。また、1990年勧告で変更されたQ-L関係に基づいて計算された周辺線量当量は、AP及びPAジオメトリーに対して、実効線量を必ずしも安全側に評価しないことが分かった。本計算結果は、異なる計算コード及び核データを用いた他の結果とも良く一致した。

論文

放射線利用に伴うリスク, II; 放射線利用とこれによる被曝

熊沢 蕃

日本原子力学会誌, 35(7), p.596 - 599, 1993/07

特集記事「放射線の利用に伴うリスク」の中で、原子力、医療、工業、自然放射線等、広範囲にわたる放射線利用と、これに伴う被曝の実態を明らかにしたものである。放射線の利用はX線発見以降に行われた。1950年代に原子力の利用が先進各国で開始され、放射線利用に伴う被曝の評価が各国及び原子放射線の影響に関する国連科学委員会などで実施されるようになった。この評価はまだ進展中であるので、現状における評価結果を自然放射線源、人工放射線源(大気圏内核爆発,原子力発電,医療被曝$$^{ast}$$,職業被曝$$^{ast}$$),雑線源に分けてまとめた。ただし、$$ast$$印は自然放射源による被曝を含む。日本の評価結果は市川龍資、委員会報告書(1992)、また世界の評価結果は国連科学委員会報告書(1982と1988)を参考とした。一人あたりの年実効線量当量は世界平均で自然放射線2.4mSv、放射線利用1.1mSv、また日本平均ではそれぞれ1.5mSv、2.5mSvと評価されている。

報告書

CORAL:再処理施設からの放射性物質の海洋放出に起因する線量当量を評価するための計算コード

晴山 央一; 圓尾 好宏; 飛田 和則; 篠原 邦彦

PNC-TN8460 92-001, 65 Pages, 1992/03

PNC-TN8460-92-001.pdf:1.03MB

CORALは、再処理施設から海洋放出される放射性物質に起因する一般公衆の線量当量を評価する計算コードである。CORALにおいて考慮している被ばく経路は、海産物摂取による内部被ばく並びに漁業活動及び海浜利用による外部被ばくである。放出された放射性物質の海洋拡散は、東海地先における拡散実験や流動調査等の結果をもとに作られた拡散式、流動パラメータ等を用いて計算し、海水中の放射性物質濃度を求める。この海水中の放射性物質濃度から海産物への濃縮係数、海岸砂や漁網への汚染係数を用いて海産生物等の放射性物質濃度を計算し、一般公衆の年間の線量当量を評価する。評価に用いる各種パラメータは、東海周辺環境において適切なフィールドデータが得られている場合にはこれを用いることにしているが、得られていない場合は、IAEAやNRC等の文献値を参考に決定している。CORALは、ANSI FORTRAN-77に準拠したVS/FORTRANで書かれており、ほとんどのコンピュータで実行可能である。

論文

FANTOME-90: 四肢可動型人体模型を用いた光子外部被曝線量計算コード

山口 恭弘

保健物理, 27, p.143 - 148, 1992/00

光子外部被曝に対する人体各臓器・組織の等価線量、実効線量、実効線量当量を任意の人体姿勢について計算するFANTOME-90コードを開発した。本コードでは、両腕及び両脚の各部を各関節を中心に動かすことができる四肢可動型数学人体模型が用いられ、人体模型表面に最大8個の個人線量計を設置できる。また、光子輸送計算のためにモンテカルロ計算コードMORSE-CGが組み込まれている。本コードを用いて直立姿勢に対する実効線量当量を計算し、従来のMIRD-5型人体模型に対する値と比較した結果、人体模型を四肢可動型に改良したことによる線量評価上の影響は極めて小さいことが分かった。また、この実効線量当量の値は、ICRP Publ.51にある値とも良く一致する。実効線量の計算結果の例として、異なる2姿勢に対して計算し値を示した。

論文

Calculation of effective dose for external photon exposure based on ICRP new recommendations

山口 恭弘; 吉澤 道夫

Proc. of the IV National Congress of the Spanish Radiation Protection Society,Vol. 1, p.485 - 495, 1992/00

先に採択されたICRP新勧告では、人体臓器・組織の線量に関し、新たに放射線荷重係数が導入された。また、従来の「実効線量当量」という用語が「実効線量」に代わり、組織荷重係数や残りの臓器の定義も変更された。今回、新たに導入された概念や係数に基づいて、光子外部被曝に対する人体各臓器・組織の線量をモンテカルロ法を用いて評価した。また、実効線量と従来の実効線量当量及び1cm線量当量との比較を行った。その結果、前方、後方、側方照射に対し、実効線量は実効線量当量を下回ることがわかった。また、1cm線量当量は、光子に関しては、従来よりさらに過大評価になることがわかった。

論文

Development of an effective dose equivalent detector having angular response of human bodies

堤 正博; 斎藤 公明; 森内 茂

Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. 1, p.616 - 619, 1992/00

ガンマ線からの外部被ばくによる実効線量当量を評価するために、新しい形状のNaI(Tl)シンチレーション検出器を製作した。形状を考慮して、人体と同等の方向感度をもつようにした。このことにより実効線量当量の人体に対する入射角度依存性について、この検出器で考慮できるようになった。またガンマ線のエネルギーについては、スペクトル-線量演算子法(G(E)関数)により考慮した。これらの手法を用いることにより現在実務的な線量として使われている1cm線量当量に比べ、実効線量当量を正確に評価することが可能となった。

報告書

実効線量当量単位に対応したNaI(Tl)シンチレーション検出器のG(E)関数(スペクトル-線量変換演算子)の決定

堤 正博; 斎藤 公明; 森内 茂

JAERI-M 91-204, 152 Pages, 1991/12

JAERI-M-91-204.pdf:11.3MB

NaI(Tl)シンチレーション検出器の$$gamma$$線波高スペクトルから、簡便かつ高精度に線量を評価することができるG(E)関数を、検出器寸法・形状および線量の単位に応じてそれぞれまとめた。円筒形検出器1$$phi$$$$times$$1、2$$phi$$$$times$$2、3$$phi$$$$times$$3、4$$phi$$$$times$$4、5$$phi$$$$times$$4の5種(単位インチ)と、球形検出器2$$phi$$、3$$phi$$、5$$phi$$の3種(単位インチ)、合わせて8種類の大きさ、形状をもつ検出器について決定した。線量の単位については、4種のカーマ、4種の照射条件下におけるICRU球の1cm深部線量当量、5種の照射条件下での人体ファントムモデルから得られた実効線量当量、これら合計13種類を対象とした。$$gamma$$線の対象エネルギー範囲は、50KeVから10MeVまでである。なおG(E)関数の導出に必要な単色エネルギーに対するレスポンス関数群は、モンテカルロ法を用いたレスポンス関数計算コードMARTHAにより整備されたデータを用いた。

論文

ICRP新勧告に基づいた光子外部被曝に対する実効線量の計算

山口 恭弘

Radioisotopes, 40(11), p.459 - 460, 1991/11

ICRPは、電離放射線の防護に関する新たな基本勧告を採択し、1990年勧告として発表した。本論文は、このICRP新勧告に基づき光子外部被曝に対する実効線量Eをモンテカルロ法を用いて計算し、従来の実効線量当量H$$_{E}$$及び実用線量の一つである方向性線量当量H$$^{ast}$$(10)との比較検討を行った結果について述べる。結果の概要は以下のとおりである。人体前方、後方及び側方からの照射に対して、Eは従来のH$$_{E}$$より小さくなり、その差は最大でも15%程度である。また、Eの評価のために実用量としてH$$^{ast}$$(10)を用いた場合、従来以上の過大評価となる。

論文

外部放射線に対する防護のための計測線量

村上 博幸; 南 賢太郎

日本原子力学会誌, 33(8), p.747 - 756, 1991/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

国際放射線防護委員会(ICRP)は1977年勧告で、計測が困難な実効線量当量と同量に基づいた線量限度を導入した。このため外部放射線を対象とした放射線管理において実行線量当量に対応した計測可能な線量の導入が必要となった。国際放射線単位計測委員会(ICRU)はこの要求を満たすため、1985年の報告書の中で新しい計測線量として「Operational Quantity」を導入し、放射線防護の分野における線量計測概念の確立を図った。本稿ではこの新しい計測線量の意味とその実際的な測定方法等について記述する。

報告書

DEEP code to calculate dose equivalents in human phantom for external photon exposure by Monte Carlo method

山口 恭弘

JAERI-M 90-235, 69 Pages, 1991/01

JAERI-M-90-235.pdf:1.75MB

本報告書は、光子外部被爆に対する臓器線量及び実効線量当量をモンテカルロ法を用いて計算する計算コードDEEPに関し述べるものである。DEEPコードは、人体内外における光子の輸送現象をシミュレーションするために、モンテカルロ放射線輸送コードMORSE-CGが組み込まれている。計算コードは、人体形状模型を対象とし、この模型は形状が全て数式によって表現されている。人体形状模型は、使用者がその性別(男性、女性及び中性)を指定できるようになっている。また、人体形状模型上には復数の個人線量計を着用させることができ、それらの位置及び大きさを指定することができる。本報告書には、線量計算、人体形状模型、計算コードに関する記述の外に、計算コードの使用法及び例題も含まれている。

報告書

電離放射線防護関係法令に準拠するためのアクチニド元素に関する単位摂取量当りの預託実効線量当量等の一覧表; JAERI-M87-172補遺

河合 勝雄; 外川 織彦; 山口 勇吉; 須賀 新一; 沼宮内 弼雄

JAERI-M 90-022, 16 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-022.pdf:0.92MB

本報告は、JAERI-M87-172に掲載した預託実効線量当量等の値を現行法令に準拠したものとするために、ICRP Publication48によって勧告されたアクチニド元素について、吸入あるいは径口摂取した場合の単位摂取量当りの預託実効線量当量及び非確率的影響によって年摂取限度が決まる預託組織線量当量を一覧表にまとめ、JAERI-M87-172の補遺として、放射線防護に関する線量算定の便に供するものである。

報告書

3$$^{11}$$$$phi$$球形NaI(Tl)シンチレーション検出器の実効線量当量評価用G(E)関数(スペクトル-線量交換演算子)

堤 正博; 森内 茂; 斎藤 公明

JAERI-M 89-196, 30 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-196.pdf:1.57MB

国内法令に国際放射線防護委員会の考え方が取り入れられ、実効線量当量が導入された。この実効線量当量を評価するめに、波高スペクトルからの線量換算が容易にしかも高精度にできるスペクトル-線量変換演算子、G(E)関数を決定した。検出器は3$$^{11}$$$$phi$$球形NaI(Tl)シンチレーション検出器で、測定する$$gamma$$線のエネルギーは40KeVから3MeVまでである。照射ジオメトリー別に5種の実効線量当量用G(E)関数を示した。ここでは、人体形状ファントムを用いたモンテカルロ計算から得られた線量値データに基づいて導出された。なお、比較評価のために、球ファントムにおける1cm線量当量および空気吸収線量に対するG(E)関数も併せて示した。

報告書

周辺公衆の線量当量評価に用いる気象データの統計解析

大関 清; 石田 順一郎; 倉林 美積; 武石 稔

PNC-TN9450 91-006, 30 Pages, 1981/08

PNC-TN9450-91-006.pdf:0.67MB

大洗工学センターにおいては,「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(以下,気象指針)(原子力安全委員会)に基づき,気象観測を長年に渡り実施してきたが,(1)観測データが蓄積されてきたこと(2)気象観測測定器の変更を1988年10月に行ったことから,「常陽」使用前検査合格時の1980年から測器変更の1988年までの観測データ及び周辺公衆の線量当量評価結果を対象に,統計解析を実施した。解析により,下記の結果が得られた。(1)1980年$$sim$$1988年の気象観測データを用いて計算した相対濃度の平均値に対する各年の相対濃度の偏差は最大でも16%であり,気象指針に例示されている30%を十分下回っており:異常年に該当する年はないと判断できる。(2)実験炉「常陽」の線量当量評価に用いられる80m高の風向・風速データの特徴的な事象は以下の通りである。1・ 最多風向方位は北東からの風で,平均出現頻度は18%である。2・北東の風について,最多出現の風速階級は,「5.0$$sim$$5.9m/s」で,その割合は約10%である。3・北東の風について,最多出現の大気安定度はD型(中立)で,その割合は約65%である。(3)単位放射能を放出したとして計算した周辺監視区域外の'年間平均空気中濃度の最大値'の平均値は4.7$$times$$10ー21(Bq/cm3)であり,'実効線量当量の最大値'の平均値は,6.9$$times$$10ー1(nSv/y)である。

21 件中 1件目~20件目を表示