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谷村 嘉彦
FBNews, (548), p.1 - 5, 2022/08
原子力災害発生時においては、多数の住民・作業者を対象とした甲状腺ヨウ素モニタリングを、事故後速やかに実施する必要がある。日本原子力研究開発機構では、災害時の高バックグラウンド線量率下でも使用可能な小型で取り扱いが容易な遮蔽一体型甲状腺モニタの開発を行っている。開発した甲状腺モニタシステムの概要及び放射線標準施設棟の
線標準校正場等で実施した性能試験から得られた結果を報告する。
古田 琢哉; 古場 裕介*; 橋本 慎太郎; Chang, W.*; 米内 俊祐*; 松本 真之介*; 石川 諒尚*; 佐藤 達彦
Physics in Medicine & Biology, 67(14), p.145002_1 - 145002_15, 2022/07
被引用回数：3 パーセンタイル：56.15(Engineering, Biomedical)炭素線治療は従来の放射線治療よりも腫瘍部への線量集中性に関する優位性を持つが、二次的ながんの発生原因となり得る正常組織への照射を完全に無くすことは困難である。そのため、発がんリスクを照射炭素ビームの核反応によって生成される二次粒子による線量まで含めて評価するには、計算シミュレーション解析が有効となる。本研究では、PHITSコードを中核とした炭素線治療の線量再構築システムを開発した。このシステムでは、治療計画を記録したDICOMデータから自動でPHITSの入力ファイルを作成し、PHITSシミュレーションの実行によって腫瘍および周辺正常組織での線量分布を計算する。PHITSの様々な機能を利用することで、粒子毎の線量寄与や二次粒子の発生場所の特定など、詳細な解析が実施可能である。開発したシステムの妥当性は、水中での線量分布の実験結果や人体等価ファントムへの治療計画との比較により確認した。今後、本システムは量子科学技術研究開発機構において、過去の治療データを用いたシミュレーション解析による遡及的研究に利用される予定である。
Chang, W.*; 古場 裕介*; 古田 琢哉; 米内 俊祐*; 橋本 慎太郎; 松本 真之介*; 佐藤 達彦
Journal of Radiation Research (Internet), 62(5), p.846 - 855, 2021/09
被引用回数：3 パーセンタイル：35.49(Biology)炭素線治療の治療計画をモンテカルロシミュレーションによって再評価するためのツール開発の一環として二つの重要な手法を考案した。一つは治療計画装置に含まれる校正済みのCT-水阻止能表を反映しつつ、患者CT画像から物質識別を行う手法である。もう一つの手法は、粒子およびエネルギー毎に生体物質と水との阻止能比を考慮し、水等価線量を導出することを目的としたものである。これらの手法の有効性を確認するため、生体物質および水で構成される均質および不均質ファントムに対し、SOBPサイズ8cmの炭素線を400MeV/uで照射するシミュレーションをPHITSで計算し、得られた線量深さ分布を従来の治療計画装置による結果と比較した。その結果、従来の治療計画装置で採用されている生体物質を全て水に置換する手法では、異なる物質において二次粒子の発生率が一次粒子の阻止能に単純に比例するため、二次粒子による線量寄与を評価する上で不適切であることが分かった。一方、各物質の二次粒子の発生率を適切に考慮した新しい手法は炭素線治療の再評価において、重要な役割を果たすことが期待できることが分かった。
吉富 寛; 萩原 雅之*; 古渡 意彦; 西野 翔; 佐波 俊哉*; 岩瀬 広*
Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1188 - 1195, 2017/11
放射線業務従事者の眼の水晶体や末端部の等価線量については、線量限度を超えていないことを確認するため、適切に評価される必要がある。さらに近年、眼の水晶体に係る線量限度引き下げがICRPにより勧告されたこと、高放射化物等の取り扱いによる末端部被ばくが懸念されることなどから、より妥当な評価が要求されている。これらの部位は体幹部から離れた位置にあることから、場の不均等性によって大きく影響を受けるが、原子力・学術分野で、その不均等性を判断するための仕組みが十分であるとは言えない。本研究では、計算と実験を組み合わせて、不均等性を判断する枠組みを提案した。新たに提案した不均等性を表す指標を数学ファントムを用いたモンテカルロ計算により求め、その妥当性をベンチマーク実験により検証した。さらに、線源条件などのパラメータを変化させたいくつかのケースについて不均等性を調べ、水晶体被ばくにおいて不均等性を判断する上で考慮すべき因子を明らかにした。一連の実験と計算により、本指標の有用性と信頼性を確認することができた。
横山 須美*; 浜田 信行*; 林田 敏幸*; 辻村 憲雄; 立崎 英夫*; 黒澤 忠弘*; 青天目 州晶*; 大口 裕之*; 大野 和子*; 川浦 稚代*; et al.
Journal of Radiological Protection, 37(3), p.659 - 683, 2017/09
被引用回数：15 パーセンタイル：81.45(Environmental Sciences)国際放射線防護委員会が2011年に水晶体の職業等価線量限度を下げることを勧告して以来、多くの議論が様々な国々でなされてきた。この論文は、日本における水晶体の放射線防護の現状と新しい水晶体線量限度の潜在的なインパクトに関する議論をとりまとめる。トピックは水晶体線量限度の歴史的変遷、水晶体の職業被ばくの現状(例えば、医療労働者, 原子力労働者、および福島原子力発電所労働者)と測定、生物学的研究および放射線白内障に関する疫学研究の現状を含んでいる。焦点は日本の状況に置かれているが、そのような情報の共有は他の多くの国々にとって有用になると思われる。
-ray absorbed doses under criticality accident conditions at TRACY using tissue-equivalent dosimeters曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 空増 昇*
Nuclear Science and Engineering, 139(2), p.209 - 220, 2001/10
被引用回数：7 パーセンタイル：48.62(Nuclear Science & Technology)臨界事故条件下での人体の中性子及び線吸収線量を評価するために、高分子アラニン線量計とホウ酸リチウムを用いた熱蛍光線量計の二種類の組織等価線量計を10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた原研TRACYでの実験に適用した。この実験では、反応度添加条件を変えて五種類の臨界事故模擬実験を行った。高分子アラニン線量計を用いて1.5から1600Gyまでの中性子と線を合わせた吸収線量の測定に成功した。またホウ酸リチウム線量計により1から900Gyまでの線の吸収線量を測定することができた。さらに、反応度添加条件が異なっていても、線量は積分出力に比例することが確認された。ホウ酸リチウムの線に対する感度がアラニンとほぼ同じであるため、中性子線量は複雑な補正なしにアラニン線量計による中性子と線の吸収線量からホウ酸リチウム線量計による線吸収線量を差し引くことにより容易に評価することができた。MCNP4Bを用いた解析結果として、吸収線量の計算値は測定値と95%信頼区間の範囲内で一致し、過渡時の中性子及び線吸収線量の評価に十分適用できることを示した。
-ray doses on criticality accidents of low-enriched uranyl nitrate solution using tissue-equivalent dosimeters at the TRACY facility曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 三好 慶典; 空増 昇*
Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), 9 Pages, 2000/05
商用核燃料再処理工場の安全性評価研究に資するため、原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて、溶液系臨界事故時の線量評価実験を行った。本実験では、燃料に10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、反応度添加条件を変えて運転を行った。線量計には、中性子または線に対し、人体筋肉組織とほぼ等価な感度を有するアラニン線量計と四ホウ酸チリウム熱蛍光線量計を用いた。また、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP4BとMVPのそれぞれを用い、実験解析計算を行った。線量測定の結果、中性子及び線量とも、反応度添加条件によらず、放出エネルギー(核分裂数)に比例することが確認された。また、その空間分布も変わらないことから、両線量計を用いた臨界事故時被曝線量評価に見通しが得られた。一方、解析計算では、計算値は測定値と30%以内で一致し、両計算コードの妥当性が示された。
須賀 新一
新呼吸気道モデル ; 概要と解説, 0, p.93 - 100, 1995/03
この記事は、ICRP Publication66として最近刊行された新しい呼吸気道モデルの解説書の一部である。一般性を失わない程度に簡単化された計算手順のための例題について、数値の算出例および簡単化されたコンパートメント図を用いて解説したものである。
高田 和夫
新呼吸気道モデル ; 概要と解説, 0, p.11 - 15, 1995/03
日本保健物理学会「ICRP新呼吸気道モデル専門研究会」は、吸入された放射性核種による内部被曝線量を評価するためにICRPが開発した呼吸気道モデルに関し、ドラフトレポートを用いて内容の検討を行ってきたが、この度正式報告書が出版されたのを機会に解説書を作成することとなった。本稿は、同研究会の委員として検討に参加してきた発表者が、その一部を分担執筆したものである。従来は、肺全体に対する平均値として呼吸器系の被曝線量が評価されていたが、新モデルでは、呼吸器系を構成する個々の組織(7領域)の線量と相対感受性を考慮した線量が評価されることとなった。生物学的意味がより明確な線量であるといえる。
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。
山口 恭弘
保健物理, 27, p.305 - 312, 1992/00
新生児から成人の異なる体格に対応する6体の人体模型を対象として、光子外部被爆に対する各臓器・組織の等価線量および実効線量をモンテカルロ法を用いて計算するJEUNESSEコードを開発した。用いられる人体模型は、内部被爆評価用に開発された0,1,5,10,15才および成人のもので、食道の追加等の改良が施されている。本コードには、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。また、等価線量および実効線量の評価方法は、ICRP Publ.60に基づいている。計算実行例として、各年令の人体模型に右側方(人体に向って左)から23~8500keVの光子平行ビームが入射する場合の実効線量の計算結果を示した。この照射ジオメトリーでは、年令の増加とともに実効線量が下がる傾向がはっきりと見られた。
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
及び実用線量の一つである方向性線量当量H
(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(10)を用いた場合、従来以上の過大評価となる。
大葉 隆*; 石川 徹夫*; 宮武 裕和*; 永井 晴康; 長谷川 有史*; 義澤 宣明*; 鈴木 元*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故に関する甲状腺等価線量推計として、体表面汚染測定値から大気中放射能濃度の算出を介した結果を報告した。しかし、このプロセスは多くの不確定要素を有している。本報告は、大気中放射性物質の算出プロセスにおける体表面への沈着速度に関する不確定要素の範囲を明らかにすることを目的としている。対象者は、南相馬市と浪江町(n=349)で2011年3月13日
15日に体表面汚染測定を受けた避難者とし、同一個人における体表面汚染測定値と県民健康調査の行動記録を利用した。沈着速度は、体表面汚染測定値を、行動記録と大気拡散シミュレーションデータにより求めた積算大気中放射能濃度で割ることにより算出した。その結果、屋内退避係数を0.5と仮定した場合、大気中放射性物質の体表面(頭頚部)への沈着速度は、中央値が0.1-0.2cm/secであった。この値は過去の文献と比較して妥当な範囲であった。原子力災害時に我々の沈着速度を利用する場合、体表面汚染測定値による算出プロセスにおいて信頼のある甲状腺等価線量推計を提供できる可能性が示唆された。
星 勝也; 辻村 憲雄; 青木 克憲; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 横山 須美*
no journal, ,
放射線業務従事者の適切な水晶体の等価線量モニタリング, 管理及び防護の在り方を探ることを目的とし、各分野の実態調査を実施している。この一環として、東京電力福島第一原子力発電所において、簡易な人体形状ファントムと個人線量計を用いて行ったフィールド試験の結果について報告する。
青木 克憲; 横山 須美*; 星 勝也; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 辻村 憲雄
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所において実施した作業者の水晶体線量計の着用試験と、人体形状ファントムを用いて実施した再現試験の結果について比較検討した。着用試験では作業者の頭部に3mm線量当量測定用の線量計と上腕部に警報付個人線量計を装着した。ファントム試験では頭部及び上腕部(ファントム側面)に個人線量計を装着し、測定条件を静止・回転、遮蔽ベストの有り・無しとした。作業者の作業姿勢が常に変化すること等から被ばくジオメトリはROT条件が想定され、着用試験とファントム試験の比較には回転ファントムの結果を採用した。上腕部1cm線量当量に対する3mm線量当量は、着用試験では1.021.51(平均1.25
0.17)、ファントム試験では遮蔽ベスト有りで1.401.50、遮蔽ベスト無しで1.531.61であった。ファントム設置場所では1cm線量当量率の高さ勾配(頭部/胸部:1.18)がみられ、補正すると遮蔽ベスト有りで1.191.28、遮蔽ベスト無しで1.301.37となり、着用試験の結果に近い値となった。遮蔽ベストの有無での違いは、線量計を上腕に装着することで入射面の一部が遮蔽ベストに隠れることが一因と考えられた。
谷村 嘉彦; 吉富 寛; 西野 翔
no journal, ,
原子力災害時に、公衆や作業者の放射性ヨウ素による甲状腺内部被ばく線量の測定に用いることを目的として原子力機構が開発した甲状腺ヨウ素モニタについて、デモンストレーションを行うとともに仕様や特徴をまとめたパンフレットを配布する。
辻村 憲雄; 吉富 寛; 横山 須美*
no journal, ,
どれだけの被ばくがあった場合に水晶体モニタリングを実施しなければならないかについて、我が国の現状、諸外国の法規制や国際機関等のガイドラインを参考に考察する。
谷村 嘉彦; 辻 智也
no journal, ,
国内唯一となる放射線測定器のJIS登録試験所である放射線標準施設棟(FRS)について、原子力機構の展示ブースにてポスター展示を行う。また、原子力災害時に、公衆や作業者の放射性ヨウ素による甲状腺内部被ばく線量の測定に用いることを目的として原子力機構が開発した甲状腺ヨウ素モニタについて、デモンストレーションを行うとともに仕様や特徴をまとめたパンフレットを配布する。
山崎 巧; 菅 巧; 星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 高田 千恵; 岡田 和彦
no journal, ,
Cs, 
Srなどの
, 線放出核種の皮膚汚染による等価線量評価の実効性向上を目的に、汚染レベルと皮膚の線量率の関係を実験及びVARSKINの計算結果から考察し、線量評価手順の構築を検討した。
佐久間 修平; 渡邊 裕貴; 黒江 彩萌; 滝本 美咲; 高嶋 秀樹; 高田 千恵; 辻村 憲雄
no journal, ,
水晶体等価線量限度を引き下げる法令改正を受け、核燃料サイクル工学研究所では、グローブボックス作業時など線量の高い環境で鉛含有の防護メガネを着用する際は、眼近傍に着用する水晶体用線量計を用いることとなった。線源となるグローブボックスには、内部の装置,壁面全体に放射性物質が付着しており、様々な方向から放射線の入射が想定される。本研究では防護メガネを着用した作業者と線源の位置関係に着目し、水晶体用線量計の着用位置と実際の眼の水晶体位置での被ばく線量の差異を評価するため、校正場での照射試験及び作業現場での着用試験を実施した。その結果、作業者と線源の位置関係によらず、水晶体用線量計によって水晶体等価線量を適切に評価できることが分かった。また、線種や放射線の入射方向によっては、防護メガネでは防護できない状況が起こり得ることも分かったので、今後はその場合の防護策について検討する必要がある。
高橋 史明
no journal, ,
本講演では、医療分野以外の放射線利用における等価線量の評価を解説する。国内の放射線安全基準では、国際放射線防護委員会(ICRP)の勧告等に基づいて等価線量限度が定められ、国際放射線単位測定員会(ICRU)が定義する計測実用量の測定結果に基づいて作業者の等価線量が算定されている。国内における安全基準はICRP1990年勧告の考え方に基づいているが、同勧告に置き換わる2007年勧告に従う線量評価に用いるデータも公開されている。一方、放射線防護における線量の使用に関しては多くの課題が指摘されており、ICRPはこれらを明確にしたPubl.147を2021年に公開した。現在、ここで示された課題の解決へ向けた取り組みが国際的に進められているが、Publ.147で明確にされた課題の中には現行の防護体系の中でも検討や改善策が要求されるものも含まれる。
