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報告書

除去土壌の海岸防災林への再生利用に関する線量評価(受託研究)

澤口 拓磨; 高井 静霞; 武田 聖司

JAEA-Research 2020-005, 47 Pages, 2020/06

JAEA-Research-2020-005.pdf:5.09MB

福島第一原子力発電所事故後の除染活動等によって福島県内で発生した大量の除去土壌等は、中間貯蔵を経た後福島県外で最終処分されることとなっている。最終処分の実現に向けて、環境省は処分量の低減のため、除去土壌に適切な前処理を施し再生資材として管理主体が明確である公共事業等に限定して再生利用する方針を示した。そこで、本研究では、環境省が策定する除去土壌の再生利用に係る指針等に資するため、公共事業における海岸防災林盛土材への再生利用を対象に、安全を確保するための再生資材の放射能濃度および建設条件について検討した。評価の結果、施工時・供用時における作業者および一般公衆の追加被ばく線量が1mSv/yを満たすための再生資材中の放射性セシウム濃度レベルは5,000Bq/kgと算出された。この濃度の再生資材に対して、供用時の公衆の追加被ばく線量を10$$mu$$Sv/yまで低減させるためには、覆土厚さを39cm以上にする必要があることを示した。さらに、再生利用可能な放射能濃度レベルの再生資材を使用した場合に、災害時に作業者および一般公衆が受ける追加被ばく線量が1mSv/yを超えないことを確認した。

論文

Organ absorbed dose estimation reflecting specific organ masses with simple scaling of reference doses using the organ masses

真辺 健太郎; 小山 修司*

Radiation Protection Dosimetry, 189(4), p.489 - 496, 2020/05

核医学検査における被ばく線量の最適化において正確な内部被ばく線量評価が求められる場合は、個人の特性を考慮することが必要である。そこで、本研究では、個人の臓器質量を反映した吸収線量評価を簡易的に実施するため、基準となる人体モデルに基づく吸収線量を個人の臓器質量によりスケーリングする手法を提案し、その実効性を$$^{rm 99m}$$Tcコロイドの静注投与及び$$^{123}$$I標識ヨウ化ナトリウムの経口投与に対する線量評価で検証した。$$^{rm 99m}$$Tc又は$$^{123}$$Iがよく集積する組織・臓器の吸収線量について本手法による評価値と詳細な解析に基づく評価値を比較したところ、赤色骨髄のように体内に広く分布する組織・臓器では誤差が大きかったものの、肝臓や脾臓、甲状腺のような実質臓器については精度よく評価できることが確認でき、本手法の実効性が示された。

論文

Exposure inhomogeneity from $$^{241}$$Am and $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y sources in terms of the eye lens monitoring in the nuclear facilities

吉富 寛; 古渡 意彦

Radiation Protection Dosimetry, 188(2), p.191 - 198, 2020/02

This paper highlights the issues of exposure inhomogeneity that are relative to eye lens monitoring for low-energy photons from $$^{241}$$Am and beta-rays from $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y including a personal protective equipment because eye lens exposure has been concerned more than before due to the proposed reduction of relevant dose limit. These nuclides are common sources in the nuclear industry, which are particularly of concern. Our previous study presented a quantitative estimation of exposure inhomogeneity, which was applied to simple but typical exposure situations to the radionuclides. For the present study, exposure inhomogeneity of $$^{241}$$Am was approximately within a factor of 1.6, implying a rather homogeneous situation than expected. Regarding $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y exposure, estimation from both $$H_{rm p}$$(10) and $$H_{rm p}$$(0.07) on trunk would lead to an over- or underestimation by a factor of more than ten. In contrast, $$H_{rm p}$$(3) measurement on trunk will improve by up to a factor of two. With respect to the personal protective equipment, lead apron and protective glasses are effective for the 60-keV photons for both anterior-posterior (AP) and rotational (ROT) irradiations, while a full-face respirator can reduce the eye lens dose by approximately 17% for $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y betas. As a whole, this study demonstrated that the effect of protective equipment can be effectively incorporated into the homogeneity evaluation.

論文

Dose estimation for contaminated soil storage in living environment

高井 静霞; 島田 亜佐子; 澤口 拓磨; 武田 聖司; 木村 英雄

Radiation Protection Dosimetry, 188(1), p.1 - 7, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故後の除染活動によって発生した除去土壌は、福島県外ではそのほとんどが、学校・公園または宅地等の除染が行われた現場において除染ガイドラインに従って保管されている。実際の現場保管において、バックグラウンドを含まない除去土壌からの追加被ばく線量や、原則制限されている保管場所への立入に対し、その立入の被ばく線量の程度を把握しておくことは、継続的な現場保管および現場保管の有効性の確認のために重要である。本研究では、現在の福島県外における様々なタイプの現場保管の情報に基づき、居住者および利用者の被ばく線量を評価した。その結果、居住による線量は10$$^{-2}$$-10$$^{-3}$$mSv/y、立入による線量は10$$^{-3}$$mSv/yオーダーであった。よって、福島県外における現在の現場保管による被ばくは1mSv/yに比べ十分小さいことが確認された。

論文

Quantitative estimation of exposure inhomogeneity in terms of eye lens and extremity monitoring for radiation workers in the nuclear industry

吉富 寛; 古渡 意彦; 萩原 雅之*; 長畔 誠司*; 中村 一*

Radiation Protection Dosimetry, 184(2), p.179 - 188, 2019/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:53.3(Environmental Sciences)

To manage the equivalent doses for radiation workers, exposure inhomogeneity is an important factor in the decision-making process related to protection measures and additional monitoring. Our previous study proposed the methodology to evaluate the inhomogeneity of exposure quantitatively. In this study, we applied proposed method to five different types of actual exposure situations in the nuclear industry. Two of them were conventionally characterized as homogeneous exposure, but the other three as inhomogeneous exposure. The evaluation of homogeneity exposure was conducted using Monte Carlo calculations with two simplified models, which were then verified with phantom experiments. Consequently, all of the evaluations reproduced the experimental results, implying that our proposed method would be applicable for actual work conditions in the nuclear industry. Furthermore, the two presumed homogeneous exposure situations were found to be rather inhomogeneous because of the contribution of positrons and the limited source region. The investigation also implies that obtaining the information on the most probable posture of the exposed worker, as well as the existence of the weekly penetrating radiation such as $${beta}^{pm}$$ ray as a main source of exposure would be the key for more precise estimation.

論文

Dose estimation in recycling of decontamination soil from the Fukushima Daiichi NPS accident for land reclamation

島田 亜佐子; 根本 宏美*; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所事故後の除染作業等により発生した除去土壌を土地造成の資材に再利用することは、廃棄物の効率的な減量のための用途の1つとして考えられている。本研究では、再生資材を土地造成へ利用したケースに対し、施工から供用(植栽による緑地化)に至るまでの作業者及び一般公衆に対し被ばく経路を設定し、線量評価を行った。その結果から、年間追加被ばく線量が1mSv/yを超えない放射性セシウム濃度レベルを算出した。また、供用時の一般公衆に対する追加被ばく線量を10$$mu$$Sv/y以下に抑えるために必要な構造材(客土)厚さ条件を検討した。さらに、仮に地震,森林火災等の災害による土地造成地の変状等が生じた場合の追加被ばく線量を評価し、災害及び復旧時の追加被ばく線量が1mSv/yを超えないことを確認し、これらの評価から土地造成として再利用可能な濃度レベルを提示した。

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

Dose estimation in recycling of decontamination soil resulting from the Fukushima NPS accident for road embankments

高井 静霞; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Health Physics, 115(4), p.439 - 447, 2018/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:73.25(Environmental Sciences)

福島原子力発電所後の除染活動に伴い、放射性セシウムで汚染された大量の土壌が福島県内で保管されている。環境省は除去土壌の最終処分の実現のために、低レベルの除去土壌を再生資材として再生利用することで処分量を低減させる方針を示している。再生利用は土木構造物に限定され、管理主体や責任体制が明確な公共事業等に限定して実施される。しかしながら、これまで除去土壌の再生利用が実際に行われた事例や安全評価はなかった。そこで本研究では、環境省による再生利用に係るガイドライン作成に貢献するため、除去土壌の道路盛土への再生利用に係る安全評価を実施した。はじめに、建設時・供用時に作業者・公衆に生じる追加被ばく線量を評価した。評価の結果、追加被ばく線量が1mSv/y以下となる再生利用可能な再生資材の放射性セシウム濃度は6,000Bq/kgと算出された。また、供用時の公衆に対する追加被ばく線量を10$$mu$$Sv/y以下に抑えるためには、40cm以上の保護工(土壌)が必要であることがわかった。さらに再生利用可能な放射性セシウム濃度に対し、自然災害により道路盛土が破壊した場合でも追加被ばく線量が1mSv/yを下回ることを確認した。

論文

Dose estimation in recycling of decontamination soil due to Fukushima NPS accident as coastal levees

高井 静霞; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Proceedings of International Waste Management Symposia 2018 (WM 2018) (Internet), 14 Pages, 2018/03

福島原子力発電所後の除染活動に伴い、放射性セシウムで汚染された大量の土壌が福島県内で保管されている。環境省は除去土壌の最終処分の実現のために、低レベルの除去土壌を再生資材として再生利用することで処分量を低減させる方針を示している。再生利用は土木構造物(防潮堤や道路盛土等)に限定され、管理主体や責任体制が明確な公共事業等に限定して実施される。しかしながら、これまで除去土壌の再生利用が実際に行われた事例や安全評価はなかった。そこで本研究では、環境省による再生利用に係るガイドライン作成に貢献するため、除去土壌の防潮堤への再生利用に係る安全評価を実施した。はじめに、建設時・供用時に作業者・公衆に生じる追加被ばく線量を評価した。評価の結果、追加被ばく線量が1mSv/y以下となる再生利用可能な再生資材の放射性セシウム濃度は6,800Bq/kgと算出された。このとき、国内の一般的な建設条件に対して、供用時の公衆に対する追加被ばく線量は10$$mu$$Sv/y以下を下回った。さらに再生利用可能な放射性セシウム濃度に対し、自然災害により防潮堤が破壊した場合でも追加被ばく線量が1mSv/yを下回ることを確認した。

論文

原爆線量DS02の改訂版(DS02R1線量)

古田 琢哉

日本保健物理学会ホームページ(インターネット), 2 Pages, 2017/10

現在の国際的な放射線防護基準は、広島・長崎の原爆被爆者の長期にわたる健康調査とDS02推定方式による被爆者個人別の線量推定値を基に策定されている。DS02は被爆時の所在地や周囲の遮蔽条件等の被爆者個人別の詳細データを入力として線量値を推定するため、入力値の精度が線量推定値の精度、そして放射線リスクの評価の精度に直結する。本解説記事では、DS02線量推定方式の核となるシステム本体はそのままに、被爆者個人別の詳細データの改善とその影響について調べた論文(DS02R1)を紹介する。

論文

ICRP, ICRUにおける防護量と実用量に関する最新の検討状況

遠藤 章

保健物理, 52(1), p.39 - 41, 2017/03

放射線の影響からヒトを防護するためには、被ばくの程度を定量化する必要がある。この目的のために、国際放射線防護委員会(ICRP)と国際放射線単位測定委員会(ICRU)は、防護量と実用量からなる線量の評価・測定の体系を提案した。この線量体系は、放射線防護の実務に広く定着し、利用されている。しかし、加速器の普及による高エネルギー放射線への対応など、現在の線量体系にはいくつかの解決すべき課題がある。これらの課題について、ICRPとICRUは連携して検討を進めており、近く、新たな線量体系を提案しようとしている。本発表では、現行の線量体系の見直しに関するICRPとICRUの検討の過程を概観し、今後導入されようとしている新たな線量体系について紹介する。

論文

放射性物質により汚染された災害廃棄物の道路への再利用に伴う被ばく線量評価

澤口 拓磨; 武田 聖司; 木村 英雄; 田中 忠夫

保健物理, 50(1), p.36 - 49, 2015/03

福島原子力発電所事故後にセシウム(Cs)で汚染された災害廃棄物は、可能な範囲で再利用を行い、その埋設処分量を減少させることが望まれている。また、環境省は、クリアランスレベル(放射性Cs濃度100Bq/kg)を超える災害廃棄物については、被ばく線量を低くするための対策を講じつつ、管理された状態であれば道路の路盤材等の土木資材に利用することが可能である方針を示した。そこで本研究では、放射性物質により汚染された災害廃棄物の再利用に係る取扱い方針策定のための技術的な情報の提示を目的とし、汚染されたコンクリートがれき等を再生資材として道路の路盤材等へ利用した場合の作業者、一般公衆の被ばく線量を評価するとともに、再利用可能な放射性Cs濃度に係る検討を行った。その結果、基準線量相当Cs濃度が最も小さくなる(被ばく線量が最も高くなる)経路は「完成道路周辺居住者(子ども)の外部被ばく」であること、及び平均Cs濃度で2,700Bq/kg以下の再生資材を「道路・下層路盤材」として利用可能であることを示した。

論文

WAZA-ARI; CT撮影における患者の被ばく線量評価システム

佐藤 薫; 高橋 史明; 遠藤 章; 小野 孝二*; 長谷川 隆幸*; 勝沼 泰*; 吉武 貴康*; 伴 信彦*; 甲斐 倫明*

RIST News, (58), p.25 - 32, 2015/01

原子力機構では、国内でのCT診断時の患者の被ばく管理の向上に資するため、大分県立看護科学大学等との共同研究によりWAZA-ARIの開発を進め、2012年12月にその試用版を公開した。試用版のWAZA-ARIには、平均的成人日本人男性(JM-103)及び女性(JF-103)、4才児(UFF4)ファントムと放射線輸送計算コードPHITSを組み合わせて計算した臓器線量データベースが格納されている。WAZA-ARIでは、これらの臓器線量データベースの中から、撮影条件に応じた適切なデータが選択されて線量計算に利用される。試用版の公開以後、WAZA-ARIのホームページへのアクセス件数は月当たり概ね1000件を超えており、2014年9月末において28421件に達した。現在、試用版のWAZA-ARIの線量評価機能を拡張した本格運用版である、WAZA-ARI version 2の開発が進められており、2014年度中の公開を目指している。WAZA-ARI version 2では、利用者は自身で計算した線量データを登録し、国内での線量分布と比較する機能も追加されている。

論文

RCA/IAEA third external dosimetry intercomparisons in East Asia region

山本 英明; 吉澤 道夫; 村上 博幸; 百瀬 琢磨*; 辻村 憲雄*; 金井 克太*; Cruz-Suarez, R.*

Radiation Protection Dosimetry, 125(1-4), p.88 - 92, 2007/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

国際原子力機関(IAEA)の地域協力協定(RCA)に基づき、東アジアの16か国から25の個人線量評価機関が参加して第3期外部被ばく線量計測相互比較が実施された。旧原研及び旧サイクル機構で放射線の基準照射を行った個人線量計を各参加国で計測し、得られた外部被ばく線量評価値を持ち寄り相互比較した。その結果、すべての参加国の評価値は放射線防護の実務上必要とされる充分な正確さを有していることがわかった。これにより参加各国における外部被ばく線量評価技術の妥当性が確認できた。

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:33 パーセンタイル:8.21(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

Applicability of particle and heavy ion transport code PHITS to the shielding design of spacecrafts

佐藤 達彦; 仁井田 浩二*; 岩瀬 広*; 中島 宏; 山口 恭弘; Sihver, L.*

Radiation Measurements, 41(9-10), p.1142 - 1146, 2006/10

 被引用回数:29 パーセンタイル:10.25(Nuclear Science & Technology)

宇宙には数多くの重イオンが存在する。したがって、宇宙船を設計する際、重イオンの宇宙船内での輸送を正確に模擬し、宇宙飛行士の線量を評価する必要がある。そこで、原子力機構が他機関と共同して開発している重イオン輸送計算コードPHITSを用いて、宇宙船内の中性子スペクトル及び宇宙飛行士の線量を評価し、実験値と比較検討した。その結果、計算と実験は極めてよく一致することがわかり、PHITSが宇宙飛行士の線量評価において有用なツールであることが示された。

論文

原子力分野におけるモンテカルロ法解析の教育方法

桜井 淳; 山本 俊弘

日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.248 - 258, 2005/12

日本原子力研究所でモンテカルロセミナーが実施されている。それらは、(1)モンテカルロ基礎理論セミナー,(2)モンテカルロ法による核燃料サイクル施設の未臨界安全セミナー,(3)モンテカルロ法による遮蔽安全解析セミナー,(4)モンテカルロ法による中性子深層透過問題におけるウェイト下限値推定法セミナー,(5)MCNPXによる高エネルギー遮蔽安全解析セミナー,(6)モンテカルロ法によるストリーミングセミナー,(7)モンテカルロ法によるスカイシャインセミナー,(8)モンテカルロ法による線量評価セミナーである。基礎理論セミナーでは、筆者が考案したウェイト下限値やインポータンスを推定する新しい簡単な方法を取り入れた。未臨界セミナーでは、計算結果の信頼性を評価するために、筆者が実施した11種類のベンチマーク実験問題を組み込んだ。

論文

高エネルギー中性子線量評価に用いる計算コード開発の現状

佐藤 達彦

放射線, 31(4), p.313 - 318, 2005/10

高エネルギー加速器施設の作業員,航空機の乗務員及び宇宙飛行士に対する被ばく線量評価では、20MeV以上の高エネルギー中性子による被ばくが問題となる。このような背景から、高エネルギー中性子の輸送を扱える計算コードが幾つか開発され、線量評価に利用されている。本報告では、それらの計算コード開発の現状について解説し、その使用時における留意点や、今後解決すべき課題について整理する。

論文

中性子捕捉療法のための線量評価システム、JCDSの開発

熊田 博明; 山本 和喜; 松村 明*; 中川 義信*

放射線, 31(4), p.287 - 297, 2005/10

原研JRR-4で実施されているホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に対し、患者に付与される線量を数値シミュレーションによって評価するBNCT線量評価システム、JCDSを開発した。JCDSは、患者の医療画像データをもとに頭部3次元モデルを作成し、このモデルを5mmボクセルと10mmボクセルに分割したマルチボクセルモデルに変換し、中性子,光子輸送モンテカルロコード,MCNPを使って線量分布計算を実行するシステムである。円筒水ファントム実験をJCDSで模擬し、実験値とJCDSの計算値との比較による検証を行った結果から、BNCTの線量評価に対しJCDSが十分な評価性能を有していることを確認した。JCDSの実用化によって、JRR-4において熱外中性子ビームによるBNCTが平成15年度から開始された。本報告は、BNCTの線量評価に要求される基本事項をまとめるとともに、JCDSによる線量評価手法と検証結果について報告するものである。

論文

ホウ素中性子捕捉療法のためのBNCT線量評価システム(JCDS)の開発

熊田 博明; 山本 和喜; 村山 洋二; 松村 明*; 中川 義信*

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.185 - 194, 2004/12

原研の研究用原子炉であるJRR-4の医療照射設備を利用してホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究が行われている。原研では、BNCTによる中性子ビーム照射によって患者に付与される吸収線量を数値シミュレーションによって正確に評価することのできるBNCT線量評価システム(JCDS)を開発した。JCDSは、ファントム実験値,JRR-4で実施されたBNCTの臨床データ等との比較検証を経て公開コードとして2002年に公開し、実際のBNCTの臨床研究に2003年から適用されている。現在JCDSは、より高精度な線量計算を効率的に実行するため、MCNP5のメッシュタリーへの対応,PCクラスタと組合せた高速計算環境の構築等のさらなる高度化を進めている。

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