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論文

Evaluation of radiation dose caused by bremsstrahlung photons generated by high-energy beta rays using the PHITS and GEANT4 simulation codes

志風 義明

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.894 - 910, 2024/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2285934
 被引用回数：2 パーセンタイル：49.11(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故により原子炉建屋内で放出された放射性核種のうち、$$^{90}$$Srや$$^{90}$$Y等の高エネルギー$$beta$$線源は、壁、床、壁や内部構造などの建屋の物質中で制動放射光子を発生させる。したがって、原子炉建屋の作業員に対する制動放射の放射線量を評価することは、放射線防護にとって極めて重要である。制動放射線量の評価計算の精度を、粒子重イオン輸送コードシステム(PHITS)とGEometry AND Tracking(GEANT4)シミュレーションコードの結果を比較することにより調査した。計算では、様々な遮蔽板(鉛、銅、アルミニウム、ガラス、ポリエチレン、厚さは1.0$$sim$$40mm)の背後にある水円筒を評価材料として設定し、制動放射光子による吸収線量及び付与エネルギースペクトルを得て、両シミュレーションコードの特性と差異を調査した。付与エネルギースペクトルの比較結果では、スペクトル形状には矛盾しない同様の傾向がある。数十keV以下のエネルギー範囲では、鉛遮蔽物質のPHITSのスペクトルにピークが見られる。制動放射光子を発生させるための遮蔽板の様々な条件下での吸収線量を比較すると、両コードのほとんどの結果は、2.280MeV$$beta$$線源については約10%差以内、0.5459MeV$$beta$$線源については20mm厚の鉛の場合の約30%を除いて約20%差以内で相関している。場合によっては差異はあるが、2つのシミュレーションコードの評価結果は上記の精度で良く相関していると結論付けられた。

論文

Re-evaluation of radiation-energy transfer to an extraction solvent in a minor-actinide-separation process based on consideration of radiation permeability

樋川 智洋; 津幡 靖宏; 甲斐 健師; 古田 琢哉; 熊谷 友多; 松村 達郎

Solvent Extraction and Ion Exchange, 39(1), p.74 - 89, 2021/00

https://doi.org/10.1080/07366299.2020.1826639
 被引用回数：2 パーセンタイル：7.60(Chemistry, Multidisciplinary)

マイナーアクチノイド分離プロセスの放射線に対する成立性を評価するうえで、抽出溶媒の吸収線量の予測は不可欠である。本論文では、溶媒抽出時に現れるエマルションなどの構造を考慮した吸収線量評価手法を提案する。モンテカルロ法に基づいた放射線輸送コードであるPHITSを活用し、高レベル放射性廃液からのマイナーアクチノイド一括回収するプロセスを対象として、抽出溶媒への放射線エネルギー付与シミュレーションを行った。シミュレーションの結果、アルファ線によるエネルギー付与量はエマルション構造に、ベータ線及びガンマ線については抽出に用いる装置サイズに依存することを示した。さらにこれまでの線量評価では評価されてこなかった透過力の高いガンマ線によるエネルギー付与がマイナーアクチノイドの大量処理を考えるうえで重要になることを示唆した。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,2; 放射線防護で用いられる線量の意味と特徴

斎藤 公明; 山本 英明

Radioisotopes, 63(11), p.519 - 530, 2014/11

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.63.519

放射線防護において外部被ばくの線量評価及び測定に用いられる諸線量のうち、福島事故における環境放射線測定・評価で頻繁に使用される線量に焦点を当てて、基本的な意味と特徴について説明する。この中で、基本的な物理量である吸収線量、放射線防護の判断基準となる実効線量と等価線量、放射線測定に使用される周辺線量当量$$H^{*}$$(10)と個人線量当量$$H$$p(10)を取り上げ、それらの関係等についてわかりやすく解説する。

論文

Development of three kinds of tissue substitutes for a physical phantom in neutron dosimetry

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(10), p.877 - 887, 2005/10

https://doi.org/10.3327/jnst.42.877
 被引用回数：3 パーセンタイル：23.64(Nuclear Science & Technology)

中性子線量測定用物理ファントムに必要な3種類の組織等価材料を開発した。中性子による吸収線量分布について、人体の軟組織,肺及び骨組織と等価な特性を有するように、数種類の高分子樹脂を合成し、元素組成及び密度を調整した。実験的に本材料の特性評価を行うために、単色中性子源(0.565, 5, 14.2MeV)と$$^{252}$$Cf中性子源を用いて、材料内の吸収線量分布の測定・評価を行った。その結果、モンテカルロ放射線輸送計算コードMCNPによる計算結果は、測定した各材料内の吸収線量分布をよく再現することがわかった。同様の手法で0.1$$sim$$20MeVの中性子に対する本材料内の吸収線量分布のエネルギー特性を評価した結果、開発した各材料は一般的な速中性子場において、人体組織に等価な特性を有することがわかった。

論文

Dose evaluation in criticality accident conditions using transient critical facilities fueled with a fissile solution

中村 剛実*; 外池 幸太郎; 三好 慶典

Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.483 - 486, 2004/09

https://doi.org/10.1093/rpd/nch348
 被引用回数：2 パーセンタイル：16.85(Environmental Sciences)

TLDを用いた線量測定・評価手法の研究を原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて行った。TLDによる周辺線量当量の測定結果は、解析によって得られる変換係数を用いて、組織吸収線量に換算することができる。この手法を用いて、フランスIRSNの過渡臨界実験装置SILENEでOECD/NEAとIRSNの共催で実施された臨界事故時線量評価国際比較試験(2002年6月10日$$sim$$21日)において、中性子線量と$$gamma$$線量の測定を行った。本報告ではこれらの測定結果を示す。

報告書

排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等空気カーマ率分布図,3

橘 晴夫; 菊地 正光; 関田 勉; 山口 武憲; 大枝 幹拓*; 黒澤 直弘*

JAERI-Data/Code 2004-010, 19 Pages, 2004/06

JAERI-Data-Code-2004-010.pdf:1.92MB
JAERI-Data-Code-2004-010-appendix(CD-ROM).zip:12.12MB

本報告は、ICRP(国際放射線防護委員会)1990年勧告の取り入れによる原子力関係法令の改正や原子力安全委員会の各指針の改定に基づき、以前刊行した「排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等$$gamma$$線量率分布図,2」(JAERI-M 90-206)の改訂版として作成したものである。本改訂版での変更箇所は、空気吸収線量率を空気カーマ率に変更し、放射能濃度及び空気カーマ率の分布図をCD-ROMに収録した。このCD-ROMから必要とする分布図をパーソナルコンピュータで印刷したり、電子地図等へ張り付けることができる。

論文

Energy dependence of absorbed dose distributions in a soft tissue substitute for neutron dosimetry

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.132 - 135, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875663

中性子線量測定用の物理ファントムを開発するために、人体軟組織等価材料を合成し、その特性試験を行った。0.565から65MeVの中性子源を用いて、材料内の吸収線量分布を測定し、モンテカルロ放射線輸送計算コードによる計算結果と比較した。同様の計算手法を用いて、0.1$$sim$$100MeVの中性子に対する吸収線量分布のエネルギー特性を評価した結果、開発した材料は100MeVまでのエネルギー範囲において人体軟組織に等価な特性を有することがわかった。

論文

Synthesis and characterization of a soft-tissue substitute for neutron dosimetry

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(12), p.1027 - 1031, 2003/12

https://doi.org/10.3327/jnst.40.1027
 被引用回数：1 パーセンタイル：10.60(Nuclear Science & Technology)

中性子線量測定用の物理ファントムを開発するために、人体軟組織等価材料を合成し、その特性試験を行った。$$^{252}$$Cf中性子源を用いて測定した材料内の吸収線量分布は、モンテカルロ放射線輸送計算コードMCNPによる計算結果と一致した。同様の手法で0.1~14MeVの中性子に対する吸収線量分布のエネルギー特性を計算した結果、開発した材料は14MeVまでのエネルギー範囲において人体軟組織に等価な特性を有することがわかった。

論文

Benchmark experiments for absorbed dose in a slab phantom for several tens MeV neutrons at the TIARA facility

中根 佳弘; 坂本 幸夫

Proceedings of 5th Specialists' Meeting on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-5), p.241 - 252, 2000/00

加速器施設の放射線安全設計に用いられる粒子輸送計算コードについて、線量評価の精度検証に適した実験値は極めて少なく、実験的な検証がほとんど行われていない現状にある。本研究では中高エネルギー中性子に対する線量評価の精度検証に有用な実験値を取得することを目的に、TIARAの40及び65MeV準単色中性子入射による平板ファントム内吸収線量分布を測定し、粒子輸送計算コードによる解析結果と比較した。また中性子束の計算精度を確認するため、$$^{238}$$U核分裂反応率分布も測定し、解析値と比較した。その結果、ファントムの最も深い位置で核分裂反応率及び吸収線量値は実験と比べて最大で33%及び18%の過大となったものの、そのほかではおおむね16%及び10%以内で実験値を再現できることを明らかにし、得られた実権値がベンチマーク問題として有用であることを示した。

論文

放射線加工レベル大線量校正用$$^{60}$$Co$$gamma$$線照射施設の特性評価

橘 宏行; 小嶋 拓治; 羽田 徳之; 金子 広久; 四本 圭一; 田中 隆一

Radioisotopes, 48(4), p.247 - 256, 1999/04

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.48.247

原研では、放射線加工レベルの大吸収線量校正用$$^{60}$$Co$$gamma$$線照射施設を独自に設計・製作した。そして、その特性及び線量測定に関する性能を全体にわたり調べることにより、原研における線量値にかかわる不確かさを評価した。線量計校正装置は、線量率5~200Gy/h及び400Gy/h~20kGy/hの異なる線量率範囲を与える二つの線源、線量計固定用ステージ、正確な照射線量率測定用平行平板型電離箱、及び特定の照射条件下における線量計校正に用いるために付属した温度・湿度制御照射容器によって構成した。本装置は、一般的な運転時間(8h)内で0.5Gy~160kGyの線量範囲の既知線量を、不確かさ$$pm$$2.2%(95%信頼度相当)で被校正線量計に与えるために十分な照射場の特性及び線量測定の性能を持っている。また、原研で校正したアラニン線量計を用いたトランスファー線量測定により、不確かさ$$pm$$3.4%(95%信頼度相当)で線量を評価することが可能である。

論文

Uncertainty estimation in $$^{60}$$Co $$gamma$$-ray dosimetry at JAERI involving a two-way dose intercomparison study with NPL in the dose range 1-50kGy

小嶋 拓治; 橘 宏行; 羽田 徳之; 川島 郁男*; P.H.G.Sharpe*

Radiation Physics and Chemistry, 54(6), p.619 - 626, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0969-806X(98)00282-5
 被引用回数：10 パーセンタイル：59.99(Chemistry, Physical)

$$^{60}$$Co$$gamma$$線の高線量測定に関して、照射及び校正の手順全体を詳細に検討し、その不確かさを評価した。この結果、原研の校正システムを用いて与えられる線量における不確かさは2.2%(2$$sigma$$)であり、またアラニン/ESR線量計を用いたトランスファー線量測定における不確かさは3.4%(2$$sigma$$)であった。また、この不確かさの値を確かめるため、線量範囲1-50kGyにおいて英国物理研究所(NPL)と原研の間で、アラニン-PS(原研)、アラニン-パラフィン(NPL)及び重クロム酸(NPL)線量計をトランスファー線量計に用いた郵送による双方向の線量相互比較を行った。アラニン及び重クロム酸線量計のいずれを用いた場合も、NPL及び原研の線量値は約2%以内でよく一致し、これから原研における$$^{60}$$Co$$gamma$$線の線量測定において求めた不確かさの値の正当性が示された。

報告書

大洗地区における環境放射線等監視結果と統計解析

田村 勝裕; 芝沼 行男; 高崎 浩一*; 北野 匡四郎; 大畑 勉

JAERI-Review 98-005, 203 Pages, 1998/03

JAERI-Review-98-005.pdf:8.96MB

本資料は、大洗研究所における現環境監視体制が確立された昭和60年度から平成6年度までの10年間の環境監視結果をまとめるとともに、統計解析したものである。日常の環境監視業務の中で、地理的条件、気象条件等による日変動や季節変動を包含した線量率や放射能濃度から異常値を検出するためには、各監視項目毎の長期的変動調査から通常の平均値と変動幅を知るとともに、統計解析結果から異常値の出現確率を予測しておくことが必要である。本資料では、環境監視結果の統計値を示すとともに、各核種の農産物への移行係数や、海産物の濃縮係数、全データの分布性について解析している。

論文

Measurements of gamma dose rates in dwellings in the Tokyo metropolitan area

斎藤 公明; 坂本 隆一; 長岡 鋭; 堤 正博; 森内 茂*

Radiation Protection Dosimetry, 69(1), p.61 - 67, 1997/00

https://doi.org/10.1093/oxfordjournals.rpd.a031888
 被引用回数：13 パーセンタイル：69.91(Environmental Sciences)

東京首都圏の246家屋内で、自然ガンマ線による空気吸収線量率を熱螢光線量計(TLD)を用いて測定した。コンクリート家屋、木造家屋、軽量鉄骨家屋に対し、平均線量率はそれぞれ53.7、38.6、32.5nGy/hであった。首都圏の放射線レベルは、都市化による環境の変化で、従来のレベルに比べて高くなっていることが確認された。木造家屋内の線量率は、壁、天井、床等の建材の影響を明らかに受けることがわかった。今回の調査の範囲では地質と線量率との関係を見出すことはできなかった。

論文

$$gamma$$-ray dose intercomparison in the absorbed dose range, 5-50kGy, using dichromate and alanine dosimeters

H.H.Mai*; Ng.D.Duong*; 小嶋 拓治

Applied Radiation and Isotopes, 47(2), p.259 - 261, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0969-8043(95)00265-0
 被引用回数：2 パーセンタイル：24.46(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

ベトナム原子力庁照射センター(IC-VINATOM)と原研との間で、2種類の重クロム酸銀溶液線量計及びアラニン-ポリスチレン(PS)線量計を用いた、5~50kGyの高線量域のガンマ線吸収線量の比較実験を行った。IC-VINATOMで調製した測定範囲の異なる2種の重クロム酸線量計は、原研の$$^{60}$$Co$$gamma$$線施設で照射され、IC-VINATOMで吸光度測定された。原研のアラニン-PS線量計は、IC-VINATOMで$$^{60}$$Co$$gamma$$線照射され、原研で電子スピン共鳴(ESR)測定が行われた。1~50kGyの線量範囲で行った異なる線量計を用いた双方向の相互比較において、照射した公称線量値と分析により求めた評価値は、$$pm$$4%以内で一致した。このような線量計の郵送による線量比較実験は、リファレンスレベルの研究所間の相互比較に基づく地域的線量標準化ネットワークに結びつくことが期待される。

論文

Absorbed dose measurements and calculations in phantoms for 1.5 to 50keV photons

成山 展照*; 田中 俊一; 中根 佳弘; 波戸 芳仁*; 平山 英夫*; 伴 秀一*; 中島 宏

Health Physics, 68(2), p.253 - 260, 1995/02

https://doi.org/10.1097/00004032-199502000-00010
 被引用回数：9 パーセンタイル：65.82(Environmental Sciences)

低エネルギー光子の輸送が出来るように拡張した電磁カスケードモンテカルロ計算法コードEGS4を放射光からのX線による実験値を用いて、その精度を評価検討した。さらに、EGS4コードを利用して、ICRU平板ファントム中の深部線量分布を1.5$$sim$$50keVまでの光子に対して計算し、10keV以下の光子について0.02mm$$sim$$0.1mmの深部線量がICRPの90年勧告の実効線量についての実用線量として利用できることを明らかにした。

論文

皮膚汚染を模擬した線量評価用$$beta$$線源を用いたサーベイメータの校正

吉田 真; 備後 一義

保健物理, 28, p.187 - 193, 1993/00

https://doi.org/10.5453/jhps.28.187

皮フ汚染時の線量評価に使用するサーベイメータの校正方法を検討した。電離箱式及びGM式サーベイメータの二種類のサーベイメータを新しく開発した皮フ汚染を模擬した$$beta$$線源を用いて校正した。校正用線源の作製には、イオン交換膜線源が用いられた。線源による皮フ組織の吸収線量率は、外挿電離箱を用いて直接決定された。線量率に対するサーベイメータの指示値の比が、$$beta$$線最大エネルギー、放射能分布面積、線源-検出器間距離に関して測定された。無限平板線源については、6個の校正用線源と多数の小面積線源を用いてその比を合理的に決定することができた。校正を通じて、本方法の妥当性及び信頼性について考察した。

論文

A Simultaneous electron energy and dosimeter calibration method for an electron beam irradiator

田中 隆一; 須永 博美; 小嶋 拓治

High Dose Dosimetry for Radiation Processing, p.189 - 201, 1991/00

これまで電子線線量測定の校正には、特定のカロリメータが使われてきたが、吸収線量や電子エネルギーの測定範囲に限界があった。一方、我々がすでに開発した電子流密度測定器は、単独で直接線量校正を行うことが困難であった。しかし、今回設計開発した全吸収型カロリメータと組合わせて使うことにより、広い範囲の電子エネルギー及び線量の校正が可能であることがわかった。このカロリメータ、電子流密度測定器及び積層したフィルム線量計を同時に照射することにより、前2者から電子エネルギー校正が、後2者から線量及び線量計校正が簡便に達成される。本報告では、このような校正法、システム、電子流密度測定器及び全吸収型カロリメータの概要について述べる。

報告書

排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等ガンマ線量率分布図,II

滝 光成; 小林 秀雄; 鈴木 隆; 清水 勇

JAERI-M 90-206, 345 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-206.pdf:8.25MB

1989年3月に改訂された法令、指針に適合するように筆者らが以前刊行した「排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等$$gamma$$線照射線量率分布図」(JAERI-M82-021、1982年)の改訂版として作成したものである。改訂に当たっての変更箇所は、(1)大気中放射能濃度及び$$gamma$$線量率の単位を国際単位系に変更、(2)照射線量率を空気吸収線量率に変更、(3)単位放出率を1GBq/hに変更、(4)放出高として30mと50mの2点の追加である。等濃度、等線量率分布図は、0~200mの間の13点の放出高について、A~Fの6クラスの大気安定度別に計算し、市販の国土地理院発行の地図上にそのまま表現できるように、縮尺を1/25,000及び1/50,000とした。

論文

自然放射線における空気吸収線量から実効線量当量への換算係数の評価

森内 茂; 堤 正博; 斎藤 公明

保健物理, 25, p.121 - 128, 1990/00

https://doi.org/10.5453/jhps.25.121

自然放射線のGy単位の空気吸収線量から人体の実効線量当量のSv単に変換するための換算係数を屋内・外の種々の環境の実際の$$gamma$$線エネルギースペクトルから評価した。自然放射線に対して得られた空気吸収線量Gyから実効線量当量への換算係数は0.748$$pm$$0.007であり、従来、国連科学委員会の1982年、1988年報告書で採用されている値0.7より約7%高めであることが判明した。

論文

Chemical dosimetry of mixed radiations in the FNS target room

池添 康正; 小貫 薫; 中島 隼人; 佐藤 章一; 中村 知夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(2), p.179 - 181, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.179
 被引用回数：1 パーセンタイル：27.82(Nuclear Science & Technology)

FNSターゲット室内の放射線場をテフロン線量計とアラニン線量計とで測定した。テフロン線量計の14MeV中性子に対する相対感度は$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$gamma$$線を基準にして、1.5$$pm$$0.2と求められた。測定結果を使って、FNSターゲット室の任意の位置のKerma値を代表的な各種の物質に対して求めた。

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