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論文

Evaluation of energy responses for neutron dose-equivalent meters made in Japan

三枝 純; 吉澤 道夫; 谷村 嘉彦; 吉田 真; 山野 俊也*; 中岡 弘*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 516(1), p.193 - 202, 2004/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.42(Instruments & Instrumentation)

国産レムカウンタ3機種のエネルギーレスポンスを、熱中性子,15.2MeVまでの単色中性子,$$^{252}$$Cf等のRI中性子線源について、モンテカルロ計算と実測により評価した。レスポンスの方向依存性及び線量当量レスポンスについても評価を行った。計算では、レムカウンタを構成する比例計数管,減速材,吸収材を詳細に模擬することにより、実測によるレスポンスとよく一致する結果が得られた。また、比例計数計数管内の$$^{3}$$He充填気圧とエネルギーレスポンスとの関係について考察を行った。広いエネルギー範囲について得られたレスポンスの計算結果を用い、さまざまな中性子作業場においてこれらのレムカウンタを使用した際の、指示値と真の線量当量との差異についても検討を加えた。

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。

論文

原研・放射線標準施設の中性子校正場について

吉澤 道夫

放計協ニュース, (29), p.2 - 5, 2002/05

日本原子力研究所・放射線標準施設(FRS)には、熱中性子,速中性子、及び減速中性子の校正場が整備されている。これらの校正場については、昨年(平成13年)4月の放射線防護関係法令の改正により線量換算係数が大きく変更されたことから、基準線量当量率の変更及び見直しを行った。本稿では、上記3種類の中性子校正場について、現在の基準値とそのトレーサビリティの現状及び法令改正に伴う変更点を述べる。また、散乱線の評価をはじめとして、これまで各校正場について行われてきた特性評価結果の概要をまとめた。

論文

さまざまな中性子スペクトルに対する中性子線量計の応答評価

三枝 純; 吉澤 道夫; 谷村 嘉彦; 吉田 真

Radioisotopes, 51(1), p.26 - 33, 2002/01

2001年4月の放射線防護法令の改正において中性子のフルエンスから実用量への換算係数が変更された。このため代表的な線量計について、法令改正に伴う影響を考察したが、線量換算係数の変更により、線量当量レスポンスの形はあまり変わらないことがわかった。また、各種の線量計を、さまざまなスペクトルを有する場において使用した場合に得られる指示値と真の線量当量との比について検討した。その結果、Cf-252線源を用いて校正した線量計を、さまざまなスペクトルを有する場において使用した場合、指示値と真の線量との比が1~2の範囲にあるのは、代表的なレムカウンタで23~77%、各種個人線量計で9~82%程度であることが判明した。

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:6 パーセンタイル:51.33(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。

論文

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

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘; 佐藤 理*

KEK Proceedings 2000-20, p.40 - 47, 2000/12

MIRD型数学人体模型と、電磁カスケード・モンテカルロコードEGS4を用いて、1MeVから100GeVまでの電子に対する、臓器線量及び実効線量換算係数を計算した。照射条件は前方、後方、側方、回転及び等方とし、入射電子の単位フルエンスあたりの臓器線量と実効線量を計算して、ほかのデータと比較、検討を行った。今回評価した光核反応の線量への影響を考慮に入れた、電子の換算係数に関する一連の研究のまとめを報告する。

論文

Calculation of effective dose conversion coefficients for electrons

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘; 佐藤 理*

Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 6 Pages, 2000/05

高エネルギー加速器施設の建設、利用に伴い、高エネルギー放射線に対する防護が重要となってきている。陽子、中性子等の線量換算係数については、幾つかのグループによって計算されているが、高エネルギー電子については、FLUKAコードを用いた、Ferrariらの計算に限られている。本研究では、MIRD型数学人体模型及び電磁カスケード計算コードEGS4を用いて、1MeVから100GeVまでの電子に対する単位フルエンスあたりの実効線量及び臓器線量を与える換算係数を、ICRP74に示された種々の入射条件について計算した。また、10MeV以上のエネルギー領域において線量に寄与すると考えられる、光核反応について評価し、Ferrariらの結果との比較を行った。

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。

論文

Calculation of effective dose conversion coefficients for electrons from 1MeV to 100GeV

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘; 佐藤 理*

KEK Proceedings 99-15, p.91 - 97, 1999/10

MIRD型数学人体模型及び電磁カスケードモンテカルロコードEGS4を用いて、10MeV$$sim$$10GeVの電子に対する臓器線量及び実効線量換算係数を計算した。単色の電子が人体の前方、後方、側方等から平行ビームで入射する場合のフルエンスあたりの臓器線量及び実効線量を計算した。計算結果をFLUKA,MCNP等のほかの計算コードを用いて計算された値と比較したところ、本計算結果は、対象としたエネルギー範囲において、いずれの計算値とも良く一致した。この計算手法を用い、今後、種々のエネルギー領域、照射ジオメトリーについて、臓器線量及び実効線量換算係数の整備を進める。

論文

新しい外部被ばく線量換算係数について

吉澤 道夫

放計協ニュース, (23), p.2 - 4, 1999/03

国際放射線防護委員会(ICRP)は、1990年勧告で変更された線量概念に基づく外部被ばく線量評価のための新しい線量換算係数をPubl.74として出版した。このうち、被ばく線量管理上重要なのは、実用量への換算係数である。そこで、新しい実用量への換算係数と現行のものを比較するとともに、特に変更が大きな中性子に関して、その変更が及ぼす影響等を考察した。新しい換算係数は、光子については現行とほとんど変わらないが、中性子については最大1.5倍高くなっている。この変更が及ぼす影響を評価すると、実際の原子力施設等では10~30%線量当量が増加することになる。また、既存の中性子線量計を用いて引き続き実用量を測定評価することで管理実務上問題ない。

論文

外部被ばく及び内部被ばくの評価法に係る技術的指針について

吉澤 道夫; 水下 誠一

保健物理, 34(3), p.319 - 322, 1999/00

本年4月に放射線審議会基本部会から「外部被ばく及び内部被ばくの評価法にかかわる技術的指針」が出された。その要点は以下のとおりである。外部被ばくに関しては、しゃへいにかかわる限度及び管理区域にかかわる基準が1cm線量当量に代わり実効線量で規定されることになること、3mm線量当量の測定義務は原則なくなること、不均等被ばくの評価法は法令で規定されなくなることなどが主な変更点である。内部被ばくに関しては、年摂取限度に代わり、線量係数が採用されること、排気・排水中の濃度限度の算出において年齢依存が考慮されること、法令で規定されない核種の濃度限度等に半減期の区分が加えられること、摂取量の算定方法は法令で規定されなくなることなどが主な変更点である。この技術的指針が出されたことで、ICRP1990年勧告の取入れに関する法令改正作業が本格化すると予想される。

論文

新しい外部被ばく線量換算係数の放射線管理への適用とその問題点

吉澤 道夫

保健物理, 33(1), p.7 - 11, 1998/00

国際放射線防護委員会(ICRP)は、1990年勧告で変更された線量概念に基づく外部被ばく線量評価のための線量換算係数をPubl.74として出版した。このうち管理実務上重要なのは、実用量(周辺線量当量、方向性線量当量及び個人線量当量)への換算係数である。新しい換算係数を現行のものと比較すると、光子についてはわずかな変更しかないが、中性子については最大1.5倍高い値となっている。新しい換算係数を法規制に適用するためには、通常モニタリングの必要がないため換算係数が示されなかった3mm線量当量の測定義務を合理化する必要がある。放射線管理への適用について、中性子線量換算係数が高くなった影響を評価し、線量当量の増加は原子力施設等で10~30%程度であること、実用量を用いることに問題がないことを明らかにした。校正実務への適用においては、サーベイメータ等と個人モニタとで使用する換算係数が異なることに注意する必要がある。

論文

ICRP Publication 74の概要と新しい外部被ばく線量換算係数

山口 恭弘

保健物理, 33(1), p.12 - 15, 1998/00

国際放射線防護委員会(ICRP)は、外部被ばく線量評価に用いる新しい線量換算係数を含むPublication 74を刊行した。この線量換算係数は、ICRP1990年勧告で新たに導入されたり変更された幾つかの係数や物理データに基づいて計算されたもので、今後放射線管理を実施していく上で重要なものである。Publication74では、人体の被ばく量を表すためにICRPが定義した防護量と、それを測定によって評価するために国際放射線単位測定委員会(ICRU)が定義した実用量に分類し、それぞれの換算係数を決定するとともに、両者の関係を解析している。その結果、ICRP1990年勧告による変更後も、実用量を用いた線量測定によって、線量限度を規定している防護量を安全側に評価できるとの結論を下した。

報告書

第2回「最近の外部被ばく線量評価法に関するワークショップ」報文集; 1996年3月14日、東海研究所、東海村

山口 恭弘; 遠藤 章

JAERI-Conf 96-011, 63 Pages, 1996/07

JAERI-Conf-96-011.pdf:2.34MB

本報文集は、1996年3月14日に開催された第2回「最近の外部被ばく線量評価法に関するワークショップ」の報文を収録したものである。今回のワークショップは、外部被ばく線量測定に用いられている「計測実用量」に焦点を当てた議論を行い、今後の検討課題を整理する目的で開催された。ワークショップでは、計測実用量の導入に至った歴史的な背景、現行法令における解釈、線量測定への具体化の現状がレビューされた。また、ICRPの1990年勧告を反映した線量換算係数の再評価の状況が紹介された。これらを踏まえ、計測実用量の必要性、定義法、線量計の校正への適用に関する討論を行い、問題点を整理した。その結果、人体線量と計測実用量を関係付ける論理体系に関し、更なる検討が必要であることが明らかになった。

論文

Calculation of fluence-to-dose equivalent conversion coefficients for neutrons to be used for calibration of personal dosimeters

吉澤 道夫; 山口 恭弘

IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.41 - 43, 1996/00

ICRUは、個人線量計校正のための基準量として、ICRUスラブ線量当量(ICRU組織等価物質でできた30$$times$$30$$times$$15cmのスラブファントムの中心軸上深さdmmにおける線量当量)を勧告した。校正実務のためには、中性子フルエンスからICRUスラブ線量当量への換算係数Hsl(d,$$alpha$$)/$$Phi$$が必要である。この換算係数に関する勧告は少ないので、換算係数の信頼性を向上させるためには、異なる手法と核データを用いた計算を行う必要がある。そこで、モンテカルロコードMCNP-4とJENDL-3.1に基づく断面積ライブラリを用いてHsl(d,$$alpha$$)/$$Phi$$を計算し、他の計算結果と比較した。その結果、手法と断面積ライブラリが異なっても、値は15%以内で一致することがわかった。また、最近再評価された中性子線質係数が換算係数に及ぼす影響、及びファントムのサイズを変えた場合の換算係数の差異についても明らかにした。

報告書

「最近の外部被ばく線量評価法に関するワークショップ」報文集; 1995年1月19日$$sim$$20日、東海研究所、東海村

山口 恭弘; 吉澤 道夫

JAERI-Conf 95-007, 157 Pages, 1995/03

JAERI-Conf-95-007.pdf:4.97MB

本報文集は、保健物理部と原子炉工学部の主催で開催された「最近の外部被ばく線量評価法に関するワークショップ」の報文を収録したものである。本ワークショップの目的は、ICRP1990年勧告を契機に進められた外部被ばく線量評価法の研究の進捗状況を把握し、現状の問題点及び今後の研究課題を整理することにあった。放射線防護に用いる諸量の幅広いレビューがなされ、続いて光子、電子及び中性子に対する線量換算係数の計算結果が紹介された。また、多くの問題提起がなされ、これらについて活発な討論が行われた。さらに、今後の研究の進め方の方針が決められた。本ワークショップは、我が国における外部被ばく線量評価に関する研究を一層活発に進めるための良い契機となった。

論文

最近の外部被曝線量評価法研究の概要

山口 恭弘; 岩井 敏*

日本原子力学会誌, 37(12), p.1087 - 1094, 1995/00

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

1990年にICRPの新しい基本勧告が採択されたのを契機に、外部被曝線量評価法に関する研究が活発に行われている。この勧告では放射線防護に用いる線量の定義が変更され、新定義に基づく線量換算係数を整備する必要が生じたためである。我が国でもこのための研究が進められており、本年1月には「最近の外部被曝線量評価法に関するワークショップ」が原研で開催された。本稿では、このワークショップで議論された内容を中心に、研究の現状、現状の問題点、今後の研究課題について述べる。

論文

数値シミュレ-ションを用いた外部被曝線量計算

山口 恭弘

日本原子力学会誌, 36(7), p.624 - 630, 1994/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.15(Nuclear Science & Technology)

近年放射線防護の分野においても、数値シミュレーション技術を用いた被ばく線量計算が盛んに行われている。シミュレーションによって計算された線量換算係数は、人体の被ばく線量評価や線量測定器の校正に利用されている。本稿では、数値シミュレーションと線量評価の関係、線量の計算方法等について述べる。また、これに関係した最近の話題として、ICRP 1990年勧告が与えた影響について紹介する。

論文

Age-dependent effective doses for neutrons from thermal to 18.3MeV

山口 恭弘

Radiation Protection Dosimetry, 55(4), p.257 - 263, 1994/00

モンテカルロ法及び年齢依存人体模型を用いて、中性子に対する実効線量を計算した。計算は、0,1,5,10,15歳児及び成人を対象とし、熱エネルギー$$sim$$18.3MeVのエネルギー範囲、5種類の照射ジオメトリー(AP,PA,RLAT,ROT,ISO)について行った。また、ICRP Publication 60で勧告されている放射線荷重係数W$$_{R}$$及び組織荷重係数W$$_{T}$$を用いて、実効線量を計算した。計算結果を中性子フルエンスから実効線量を評価するための年齢依存線量換算係数としてまとめた。実効線量は、著しい年齢依存性があることが分った。すなわち、約100keV以下では年齢が大きい程実効線量が高く、反対に100keV以上では年齢が小さい程実効線量が高い。新たに定義されたQ-L関係式に基づく周辺線量当量H$$^{ast}$$(10)と実効線量の比較より、子供の年齢グループに対しては、AP,PA,ROTのジオメトリーでH$$^{ast}$$(10)が実効線量を必ずしも安全側に評価しないことが分った。

論文

体内被ばく線量評価コード開発の現状,3.2, DOSDAC

外川 織彦

保健物理, 28, p.67 - 69, 1993/00

1991年4月に、日本保健物理学会の専門研究会の一つとして、「体内被曝線量評価コード専門研究会」が設置された。この研究会の目的は、体内被曝線量評価コードの現状を把握し、利用できるような形に整備して、学会員に提供していくための体制を作ることである。当研究会の活動の一環として、標記論文を共同執筆することになり、第3章「国内コードの開発の現状」の3.2節として、原研で開発された計算コードシステムDOSDACの概要をまとめた。このシステムは、核崩壊データ、代謝データ、解剖学的データなどの基礎的なデータから、内部及び外部被曝に関する線量換算係数を系統的に一貫して算出する大型計算機用システムである。

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