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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

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

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:8.36(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

JAERI-Universities joint research project on radiation safety in proton accelerator facilities; Outline of the project

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。

報告書

埋設濃度上限値を上回る放射性廃棄物処分の総合安全評価コード; GSA-GCL計算コードユーザーズマニュアル

木村 英雄; 武田 聖司; 高橋 知之*

JAERI-Data/Code 99-033, 54 Pages, 1999/06

JAERI-Data-Code-99-033.pdf:2.13MB

計算コードGSA-GCLは、埋設濃度上限値を上回る低レベル放射性廃棄物等の処分方策及び処分概念の安全性を検討する目的のために開発されたものである。本評価手法は、特定のサイトを前提とした評価コードではないが、地下水流解析コード等の詳細モデルの解析結果に基づき、処分施設から生態圏に至る移行経路を推定することで、ある程度サイト特性を反映させた解析も可能となっている。本報告書は、本コードの数学モデル、コード構造及び使用法を記述したものである。

論文

核融合炉内外におけるトリチウムの挙動,7; トリチウムの生体内動態,7.6,トリチウムによる環境影響評価のモデルの現状と今後の課題,7.6.2,パソコンを使ったトリチウム線量評価モデル

天野 光

プラズマ・核融合学会誌, 73(12), p.1360 - 1361, 1997/12

環境中におけるトリチウムの移行挙動をパソコンを用いて簡易に評価するモデルとして、これまでいくつか報告されている。大きく分けて、事故時評価用モデルと平常時評価用モデルとに分けられる。本論文は、我々が現在開発中のパソコンを用いて簡易に環境中におけるトリチウムの移行挙動を評価するモデルETDOSEについて解説したものである。トリチウムの化学形がHT及びHTOについて大気中の拡散にはガウスプルームモデルを用い、気象データを発生頻度により分配する。これらの大気中拡散、地表への沈着、HTであれば地表に棲息している微生物によるHTOへの酸化、土壌から大気への再放出、HTOとしての大気及び根からの植物への取り込み、土壌中でのHTOの移行、等がモデル化され、被ばく線量も算出できる。現在このモデルを用いて、IAEAが主催する国際共同研究BIOMASSでモデル検証を行っている。

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:70.93(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。

口頭

PHITS及び成人日本人ファントムを用いたCT診断からの臓器線量評価

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*

no journal, , 

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)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。その後、WAZA-ARIの本格運用に向けた機能拡張として、体型の違いをより考慮した線量評価ができるよう、成人日本人の体型に関する統計データに基づいてJM-103及びJF-103の胸囲、腹囲、臀囲等の周囲長を変化させたファントムを作成し、CT診断による臓器線量の解析を行った。その結果、同じ撮影条件の場合、管電流当たりの臓器線量は体型が大柄な場合に低くなる等、体型と臓器線量の間の相関関係を明らかにした。

口頭

モンテカルロ計算を用いたX線CT撮影による臓器被ばく線量の管電圧依存性

古場 裕介*; 松本 真之介*; 仲田 佳広*; 笠原 哲治*; 赤羽 恵一*; 奥田 保男*; 佐藤 薫; 高橋 史明; 吉武 貴康*; 長谷川 隆幸*; et al.

no journal, , 

日本国内におけるCT装置の数は多く、日本人のCT被ばく線量は世界的にも高いと考えられている。そのため、個々の患者における撮影条件や被ばく線量を適切に管理することが求められている。そこで、原子力機構では、大分県立看護科学大学、放射線医学総合研究所との共同研究において、CT撮影による被ばく線量評価システムWAZA-ARIの開発を進めている。平成27年1月より本格運用を開始した最新版のWAZA-ARIv2では、CT撮影における標準的な管電圧(120kV)の被ばく線量評価が可能である。一方、近年、放射線感受性の高い小児患者に対する撮影や画像コントラスト向上のための低管電圧撮影が増加しており、これらの撮影条件時の被ばく線量評価の必要性が増加している。そこで本研究では、低管電圧条件でのCT撮影により発生するX線特性を実測データに基づいてPHITSのusrsors.fファイル上に線源情報として定義し、臓器線量の管電圧依存性を調べた。本発表では、新たに評価した80kVの管電圧での撮影時に発生するX線のエネルギースペクトル及び臓器線量の特性について報告する。

口頭

CT診断に伴う臓器線量の年齢別・体型別の線量評価; WebシステムWAZA-ARIの開発

小野 孝二*; 古場 裕介*; 松本 真之介*; 仲田 佳広*; 奥田 保男*; 赤羽 恵一*; 佐藤 薫; 高橋 史明; 吉武 貴康*; 長谷川 隆幸*; et al.

no journal, , 

医療において、CT撮影は有益な診断方法として利用されている。その一方で、撮影に伴って生じる被ばく線量は患者の体型に依存して変化する。したがって、CT撮影による被ばく線量を正確に評価するためには、個々の患者体型の違いを考慮することが必要となる。そこで、原子力機構では、大分県立看護科学大学、放射線医学総合研究所との共同研究において、CT撮影による被ばく線量評価システムWAZA-ARIの機能拡張版であるWAZA-ARIv2を開発し、平成27年1月より本格運用を開始した。WAZA-ARIv2では、利用者が入力した患者の性別、年齢(0才, 1才, 5才, 10才, 15才, 成人)、肥満度(小柄, 平均, 大柄, 特大柄)等の情報に基づいて、患者の体型を詳細に考慮した被ばく線量評価が可能である。今後、さらにWAZA-ARIv2の機能拡張を進め、低管電圧条件や80列以上のマルチスライスCT装置を用いた撮影時の被ばく線量評価についても可能にする計画である。本発表では、体型の違いを詳細に考慮して患者の被ばく線量を評価することが可能なWAZA-ARIv2のシステム及び将来計画ついて報告する。

口頭

平均的成人日本人ファントムを用いた臓器線量の男女間比較

真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明

no journal, , 

ICRP2007年勧告に基づく実効線量は、男女間で平均した等価線量により評価される。一方、放射線事故、医療行為等による被ばく線量評価においては、可能な限り個々の被ばく状況を反映することが求められる。ここで、男女間には、性に固有な臓器の存在や、臓器の質量及び体内位置(身体的特性)に差があるため、これらの違いが線量評価に及ぼす影響を明らかにしておくことは有用である。本研究では、成人日本人の平均的な体格・臓器質量を備えた男女のファントム(男性: JM-103、女性: JF-103)を用いて評価した光子及び電子の比吸収割合(SAF)データ、並びにICRPの最新の放射性核種データ及び体内動態モデルを用いて放射性核種の摂取による組織・臓器の吸収線量(臓器線量)を評価し、男女間で比較した。その結果、同じ被ばく条件下で、組織・臓器によっては、身体的特性の違いにより男女間で臓器線量に数10%の差が生じることが明らかになった。

口頭

南相馬市で採取した地下水・湧水・水道水中の人工及び天然放射性核種分布

富田 純平; 阿部 琢也; 坂口 綾*; 宮田 佳樹*; 長尾 誠也*; 山本 政儀*

no journal, , 

南相馬市内から採取した水試料(井戸水・湧水・水道水)中の人工放射性核種($$^{134}$$Cs・$$^{137}$$Cs・$$^{90}$$Sr)及び天然放射性核種(U・Ra同位体、$$^{40}$$K)濃度を測定した。水試料中の$$^{90}$$Sr及び$$^{137}$$Cs濃度は、それぞれ検出限界(約0.08)以下$$sim$$3.4及び検出限界(約0.5)以下$$sim$$4.2 mBq L$$^{-1}$$であった。水試料中の$$^{90}$$Sr濃度は、概ねグローバルフォールアウト由来のものと同程度である一方、放射性Csについては、低濃度であるが、2011年3月に補正した$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比から、福島第一原子力発電所事故の影響が示唆された。水中の$$^{238}$$U、濃度は、0.69$$sim$$2455 ng L$$^{-1}$$であった。検出された$$^{226}$$Ra及び$$^{228}$$Ra濃度は、それぞれ0.14$$sim$$2.7及び0.18$$sim$$9.2 mBq L$$^{-1}$$と低濃度であった。検出された核種濃度を用いて、1年間1日2Lずつ飲料し続けた場合の成人の預託実効線量を計算したところ、最大で8.0$$mu$$Sv y$$^{-1}$$であった。検出された核種濃度から求めた核種毎の平均値を用いて見積もった平均線量は、0.7$$mu$$Sv y$$^{-1}$$であり、この場合の人工放射性核種の寄与は、全体の4%程度であった。

口頭

大気拡散シミュレーションによる福島第一原発事故時に放出された放射性物質の大気拡散過程の再構築

寺田 宏明; 永井 晴康; 堅田 元喜; 都築 克紀; 朱里 秀作*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故時に放出された放射性物質による一般公衆の被ばく線量の正確な評価に必要となる、実測値により整合する放射性物質の大気中濃度・地表沈着量の時間空間分布を得るため、原子力機構で開発中の大気拡散モデルによる数値シミュレーションを実施した。気象計算に最新の気象モデルWRFを導入し、大気拡散計算には化学形態を考慮した精緻な沈着過程が導入された粒子型拡散モデルGEARNを用いた。サイト近傍の気象観測値を用いて4次元変分法(4D-Var)によるデータ同化を行った気象場と、最新の放出量推定値を用いた計算により、航空機モニタリングにより観測された東日本域の地表沈着量分布が概ね再現された。今後、$$^{137}$$Csの大気中濃度等の観測値との比較結果に基づき、より正確な放出量の評価を目指す。

口頭

避難指示区域内における家屋内の汚染による被ばく線量の評価

森 愛理; 石崎 梓; 田辺 務; 和田 孝雄; 加藤 貢; 宗像 雅広

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故により放出された放射性物質の一部は家屋内へ浸入し、家屋の開口部等を中心に家屋内を汚染している可能性がある。家屋内の汚染による被ばく線量を評価するためには、直接法およびスミア法といった手法により家屋内の床や壁等の表面汚染密度を測定する必要がある。直接法では対象物の周囲の汚染も測定されることから、家屋の壁面等の汚染の測定にはスミア法が適している。しかしスミア法の拭き取り効率をJISで定められた10%とすると、汚染を過大評価する可能性がある。よって本研究では、家屋内汚染状況調査および拭き取り効率等の調査結果から家屋内の表面汚染密度を計算し、得られた汚染分布をもとに家屋内の汚染による被ばく線量を評価した。

口頭

住民線量評価と今後の課題; 空間線量率と個人線量のアプローチ

斎藤 公明

no journal, , 

住民の被ばく線量は、事故の影響評価や放射線防護対策を講ずるための基礎データであり、また住民自体が将来の生活を考える上の重要な情報である。被ばく線量の評価方法は個人線量計を用いた測定及び空間線量に基づく推定に大別され、一般に後者の方法は誤差が大きいと考えられている。本発表では両手法の特徴についてまとめるとともに、原子力機構が考案した手法を用いて原子力規制庁が実施している、生活行動経路に沿った詳細な空間線量率測定に基づく現実的な線量評価の内容と結果について紹介しながら、住民線量評価の今後の課題について議論する。

口頭

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染・内部被ばく事故,2; 肺モニタにおける体表面汚染の影響

滝本 美咲; 山崎 巧; 高田 千恵; 岡田 和彦; 遠藤 章; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿

no journal, , 

大洗研究開発センター燃料研究棟で事故が発生した2017年6月6日に核燃料サイクル工学研究所の放射線保健室において作業員5名の肺モニタ測定を行った。その結果、$$^{239}$$Pu及び$$^{241}$$Amを最大でそれぞれ2.2$$times$$10$$^{4}$$Bq、2.2$$times$$10$$^{2}$$Bq検出したと公表した。しかし、翌日、量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所の実施した肺モニタ測定ではPuの明確なエネルギーピークが確認されず、受け入れ時の体表面汚染検査にて胸部等から$$alpha$$線放出核種が検出されたことから、事故当日の肺モニタ測定結果は体表面汚染の影響を受けていたと考えられる。そこで、この体表面汚染の原因を検討するとともに、事故当日の測定条件及び解析結果から肺モニタ解析結果と体表面汚染との関係を評価した。

口頭

福島第一原発に近い地域の住家内セシウム汚染による内部被ばく線量評価

吉田 浩子*; 篠原 直秀*; 真辺 健太郎; 桧垣 正吾*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(FDNPP)事故による避難指示を解除し、今後住民の帰還及び居住を進めていくにあたっては、住家内の汚染状況調査及び居住に伴う線量評価が重要である。本研究では、汚染状況調査の結果を基に、ハウスダストや人の活動により再浮遊したエアロゾルの摂取による内部被ばく線量を評価した。その結果、180$$mu$$m以下のハウスダストを20mg/日で1日摂取した場合、及びハタキがけにより再浮遊したエアロゾルを吸入した場合、$$^{137}$$Csによる預託実効線量はそれぞれ0.9$$mu$$Sv及び3.2$$mu$$Svとなった。また、再浮遊エアロゾルにわずかに含まれる不溶性粒子による線量は確率的に変動するが、その99パーセンタイル値は4.1$$mu$$Svとなった。本発表では、住家のFDNPPからの距離など、住家の特徴と線量の関係についても報告する。

口頭

国際対応委員会セッション; 最近の国際的な動向紹介

吉田 浩子*; 保田 浩志*; 高橋 史明; 土橋 竜太*; 服部 隆利*

no journal, , 

日本保健物理学会は、国際放射線防護学会(IRPA)の加盟学会であり、国内の放射線防護に関係する研究者や技術者が多く入会している。毎年開催される研究発表会においては、学会の国際対応委員会が最新の動向や情報を学会員に周知するセッションを企画している。平成30年6月に開催される第51回研究発表会では、IRPA理事の吉田氏(東北大学)よりIRPAのタスクグループなどの活動内容が報告される。他、保田氏(広島大学)からは国際放射線防護委員会(ICRP)による航空飛行中の放射線防護に関する刊行物の解説があり、土橋氏(原子力安全研究協会)からは国際原子力機関(IAEA)の安全基準文書に関する最近の検討状況が報告される。原子力機構の高橋は、ICRPによる内部被ばく線量評価に関係する刊行物である放射性核種の職業上の摂取の解説を行う。

口頭

改訂ヒト呼吸気道モデルに対応した吸入エアロゾルの沈着割合計算機能の開発

真辺 健太郎; 高橋 史明

no journal, , 

環境に放出された放射性核種に対する公衆の放射線防護に資するため、外部被ばくと内部被ばくを統合した線量評価システムの開発を進めている。内部被ばくで考慮すべき放射性エアロゾルの吸入摂取では、エアロゾルの粒径, 密度, 形状等により被ばく線量が変化し、特に粒径の影響が大きいことが知られている。しかしながら、国際放射線防護委員会(ICRP)が公開している線量係数(単位放射能当たりの預託実効線量)は、粒径が一定の対数正規分布であると仮定して評価されたものである。また、既存のコードは、粒径分布について単一値または対数正規分布しか考慮できず、改訂ヒト呼吸気道モデル(改訂HRTM)における沈着領域区分にも対応していない。そこで、本研究では、環境中の多様なエアロゾル特性を考慮した内部被ばく線量評価を行うことを目的とし、ICRPの沈着モデルを用い、任意の粒径分布, 密度及び形状を考慮可能で、改訂HRTMの領域区分に対応した沈着割合を計算する機能を開発した。本機能は、ICRPによる軽作業時の成人男性に対する沈着割合データを精度よく再現した。今後、本機能を線量評価システムに組み込み、様々な摂取条件に対する内部被ばく線量係数評価を可能とする予定である。

口頭

福島第一原子力発電所事故による被ばく線量評価のための大気拡散解析

永井 晴康; 寺田 宏明; 都築 克紀; 古野 朗子; 門脇 正尚; 掛札 豊和*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故に伴い環境中に放出された放射性物質による事故初期段階における被ばく線量を評価するために、線量推計に必要となる放射性物質大気濃度・沈着量の時空間分布データベースを大気拡散解析により構築する。大気拡散解析は、原子力機構で開発したWSPEEDIに最新の気象モデルWRF及びアンサンブル計算手法を導入するとともに、大気拡散モデルに化学形態を考慮した精緻な沈着過程を導入し、放射性物質の大気拡散・沈着状況の再現性向上を図っている。まず、WRFによりアンサンブル気象場を作成し、それぞれ放出期間分割(1時間ごと)した単位放出条件の大気拡散計算を実施し、様々な放出条件の大気拡散計算結果を作成可能なデータベースを構築する。このデータベースから得られる計算値と環境モニタリングの測定値の比較結果を統計的に解析することで、アンサンブル計算結果から最も再現性の高い気象場を選定し、測定値を再現するように放出源情報を最適化する。試験計算により、これまで再現性が低かった2011年3月12日$$sim$$13日の福島県浜通り北部の3地点(原町, 相馬, 新地)におけるCs-137濃度測定値の時間変化を良好に再現できることを確認した。今後、全評価対象期間にわたって本解析を実施し、放射性物質大気濃度・沈着量の時空間分布データベースを構築する計画である。

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