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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
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 
ray as a main source of exposure would be the key for more precise estimation.
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。
高井 静霞; 澤口 拓磨; 武田 聖司
Health Physics, 115(4), p.439 - 447, 2018/10
パーセンタイル：100(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
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。
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10Sv/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。
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。
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。
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。
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。
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
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。
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：32 パーセンタイル：7.66(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。
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：27 パーセンタイル：10.21(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。
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。
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。
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。
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。
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。
梅木 博之*; 木村 英雄
日本原子力学会誌, 46(1), p.38 - 51, 2004/01
放射性廃棄物の処分は人間が直接関与することのない受動的なシステムで行われる。地層処分は、高レベル放射性廃棄物などの長寿命の放射性廃棄物を人間とその環境から安全に隔離するための方法である。ここでは、地層処分を例に安全評価について説明する。
木名瀬 栄
保健物理, 37(4), p.270 - 273, 2002/12
2002年9月9日から9月12日にかけて英国オックスフォードで開催された「放射性核種の内部被ばく線量評価に関するワークショップ」の印象記である。
野口 宏; 横山 須美*
KURRI-KR-80, p.50 - 56, 2002/08
大気中へ放出されるトリチウムによる公衆被ばく線量を評価するためのコードとして、事故時用のACUTRIと平常運転時用のTRINORMを開発した。これらのコードの開発にあたっては、線量評価上重要なトリチウムの環境中挙動をモデル化するとともに、現在の我が国における原子力施設の安全評価手法との整合性に配慮した。ACUTRIでは1次プルームによる吸入摂取経路と1次プルーム中のトリチウムが地表面に沈着し、その後大気中へ再放出された2次プルームによる吸入摂取経路が考慮されている。TRINORMでは、これら以外に農畜産物や地下水の摂取による内部被ばくが考慮されている。発表ではコードの特徴と試算結果について述べる。
松村 明*; 山本 哲哉*; 柴田 靖*; 中井 啓*; Zhang, T.*; 阿久津 博義*; 松下 明*; 安田 貢*; 高野 晋吾*; 能勢 忠男*; et al.
ポストシークエンス時代における脳腫瘍の研究と治療, p.427 - 435, 2002/07
新しく整備されたJRR-4号炉にて混合(熱・熱外)中性子を用いた術中中性子捕捉療法(粒子線治療)のphaseI/II臨床治験を行い、その有用性を検討し、さらに患者位置セッテイングシステムと線量評価システムの検証も行う。1999年10月よりJRR-4号炉にて混合中性子を用いてPhaseI/IIの臨床研究を開始した。対象は7例で悪性神経膠腫GradeIII)3例・神経膠芽腫(GradeIV)が4例の初発例で、治療対象は以前に放射線治療を受けていないもの,一側の脳半球に限局している,全身的な合併症や多重癌なし,年齢は18-70歳までとした。Follow up期間は2ヶ月から21ヶ月であり、平均(median生存期間は神経膠芽腫で15.7ヶ月でこれまでに1例が腫瘍の遠隔再発により死亡し、もう1例は脳以外の原因で15ヶ月目に死亡したが腫瘍再発はなかった。悪性神経膠腫は平均(median)生存期間 16.3ヶ月であり、3例中1例が脳以外の原因で死亡したが、残り2例は生存中で経過観察中である。神経膠芽腫は1年生存率が75%,悪性神経膠腫は1年生存率は100%で、全体としても1年以内の死亡は1例のみである。症例数も少なく、症例選択の問題もあり、他の成績と直接比較できないが、初期段階としては満足すべき成績と考えられる。今後さらに症例を増やして検討したい。なお、原研の本研究に対する協力は、臨床研究を補助する熱中性子及び血液中ホウ素濃度測定並びに物理線量評価,患者セッティングシステムについて行った。
