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論文

Comprehensive exposure assessments from the viewpoint of health in a unique high natural background radiation area, Mamuju, Indonesia

Nugraha, E. D.*; 細田 正洋*; Kusdiana*; Untara*; Mellawati, J.*; Nurokhim*; 玉熊 佑紀*; Ikram, A.*; Syaifudin, M.*; 山田 椋平; et al.

Scientific Reports (Internet), 11(1), p.14578_1 - 14578_16, 2021/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.35(Multidisciplinary Sciences)

マムジュは、インドネシアの中でも自然を保っている地域の一つであるが、自然放射線の被ばく量が比較的高い。本研究の目的は、高自然放射線地域としてのマムジュ地域全体の放射線量の特徴を明らかにし、一般市民や環境の放射線防護のための手段として、現存被ばくを評価することである。外部および内部の放射線被ばくに寄与するすべてのパラメータを測定し、クラスター・サンプリング・エリアによる横断的な調査方法を用いた。その結果、マムジュは年間の実効線量が17$$sim$$115mSv、平均32mSvの特異的な高自然放射線地域であることがわかった。生涯における累積の実効線量を計算すると、マムジュの住民は平均して2.2Svを受けていることになり、これは、がんや非がん性疾患のリスクが実証されている原爆被ばく者の平均線量をはるかに上回るものである。今回の研究結果は、慢性的な低線量率放射線被ばくに関連した健康影響の理解を深めるための新しい科学的データであり、今後の疫学研究の主要な情報として用いることができる。

報告書

ICRP2007年勧告に準拠する内部被ばく線量評価に用いる実効線量係数(受託研究)

高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫

JAEA-Review 2020-068, 114 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-068.pdf:2.61MB

現在の日本国内の放射線安全規制は、国際放射線防護委員会(ICRP)による1990年勧告の主旨に基づいて制定されているが、ICRPはこれに置き換わる2007年勧告を公開した。そのため、原子力規制委員会の下に設置されている放射線審議会では、最新の2007年勧告の主旨を国内の規制へ取り入れるための検討を進めている。また、ICRPは2007年勧告に準拠する内部被ばく評価に用いる実効線量係数の公開も進めており、内部被ばくの評価法に係る技術的基準の見直しも想定される。現在のところ、作業者や公衆の内部被ばく防護のための濃度限度について、改正に必要な実効線量係数の全ては公開されていない。一方で、既に公開されている実効線量係数については、作業者の内部被ばく防護で重要な核種へ適用されるものも含まれる。そこで、ICRPが平成28年(2016年)から令和元年(2019年)にかけて発刊した「職業人の放射性核種摂取(Occupational Intakes of Radionuclides)シリーズ」のparts2、3及び4に基づいて、新しい実効線量係数及び基本となる線量評価モデルやデータをレビューし、現在の国内における内部被ばく評価法に係る技術的基準からの変更点を調査した。さらに、今後の2007年勧告を踏まえた内部被ばく評価法に係る技術的基準の円滑な改正に供するため、課題等を整理した。

論文

東海再処理施設と環境中のヨウ素-129

中野 政尚

保健物理(インターネット), 56(1), p.17 - 25, 2021/03

東海再処理施設は1977年にホット試験を開始した日本で初めての再処理施設であり、2007年5月までに1140トンの使用済核燃料を再処理してきた。その際には気体及び液体放射性廃棄物を環境へ放出している。その中でもヨウ素-129($$^{129}$$I)は環境影響評価上重要な核種の一つと位置づけられるため、排気及び排水中$$^{129}$$Iを管理するとともに、環境試料中$$^{129}$$Iの精密分析法の開発や環境中の$$^{129}$$I濃度調査等を行ってきた。本報告では、それらの概要について紹介する。再処理施設における$$^{129}$$Iに限らず、原子力事業者はALARAの精神で環境への放出量を低減するとともに、環境モニタリング手法や評価法等の更なる高度化に絶えず取り組んでいくことが、施設周辺住民の安全安心感を醸成するために不可欠である。

論文

Refinement of source term and atmospheric dispersion simulations of radionuclides during the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

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

Journal of Environmental Radioactivity, 213, p.106104_1 - 106104_13, 2020/03

 被引用回数:19 パーセンタイル:95.03(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故(特に測定値が利用できない事故初期)の公衆の被ばく線量評価には、大気輸送・拡散・沈着モデル(ATDM)シミュレーションによる放射性核種の環境中時間空間分布の再構築が必要である。このATDMシミュレーションに必要な放射性物質の大気中への放出源情報が多くの研究で推定されてきた。本研究では、ベイズ推定に基づく最適化手法により、これまでに推定した放出源情報とATDMシミュレーションの改善を行った。最適化では、新たに公開された大気汚染測定局で収集された浮遊粒子状物質(SPM)分析による$$^{137}$$Cs大気中濃度を含む様々な測定値(大気中濃度,地表沈着量,降下量)を使用し、拡散計算と測定の比較結果のフィードバックにより放出源情報だけでなく気象計算も改善させた。その結果、ATDMシミュレーションはSPM測定点の大気中濃度と航空機観測による地表沈着量を良く再現した。さらに、最適化放出率とATDMシミュレーションにより主要核種の大気中および地表における時間空間分布(最適化拡散データベース)を構築した。これは、避難者の行動パターンと組み合せた包括的な線量評価に活用される。

報告書

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.

JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。

論文

Comparison between Monte Carlo simulation and measurement with a 3D polymer gel dosimeter for dose distributions in biological samples

古田 琢哉; 前山 拓哉*; 石川 顕一*; 福西 暢尚*; 深作 和明*; 高木 周*; 野田 茂穂*; 姫野 龍太郎*; 林 慎一郎*

Physics in Medicine & Biology, 60(16), p.6531 - 6546, 2015/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:51.58(Engineering, Biomedical)

現在の粒子線がん治療の治療計画に用いられている簡易的な線量解析では、軟組織と骨の境界等の不均質な領域で線量分布の再現性が低いことが知られており、より高精度なモンテカルロ計算による治療計画の実現が求められている。そこで、現状のモンテカルロ計算による線量解析で、治療に即した状況での精度を検証することを目的として、生体物質中での線量分布を実験により比較検証した。具体的には、生体物質として骨付き鶏肉を用意し、これを挿入した容器の背後にPAGATゲル線量計を配置し、炭素線ビームを前方から照射することで、不均質な生体物質を通り抜けた炭素線によってゲル線量計内に形成される複雑な線量分布の比較を行った。シミュレーションではCTイメージから再構成された生体物質を含む実験環境を模擬し、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて炭素線の輸送を計算することで、ゲル線量計内の線量分布を導出した。その結果、実験での炭素線の飛程端が作る複雑な線量分布の構造について、シミュレーションにより2mm程度の違いの範囲でよく再現できることを示した。

論文

Development of dose assessment code for accidental tritium releases; ACUTRI

横山 須美; 野口 宏; 黒澤 直弘*

保健物理, 40(4), p.376 - 384, 2005/12

事故時にトリチウムが放出された場合の公衆被ばく線量評価コードとして、ACUTRIコードの開発を行った。本コードは、大気中に放出されたトリチウムガス(HT)及びトリチウム水(HTO)について評価することができ、1次プルーム及び2次プルームの大気拡散,HT及びHTOの土壌への沈着,HTの土壌での酸化,土壌からのHTOの再放出などを計算することができる。さらに、わが国の原子力安全委員会の指針に基づいた従来の線量評価手法と整合性のある線量評価が可能である。このコードを用いて、さまざまな条件下で線量を計算し、計算結果に対する入力パラメータの影響を調べるとともに、野外実験結果を用いて計算値と実験値を比較し、コードの検証を行った。

論文

Examination for neutron dose assessment method from induced sodium-24 in human body in criticality accidents

高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.81(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。

報告書

環境被ばく線量評価コード(EDAS)の開発

滝 光成; 菊地 正光; 小林 秀雄*; 山口 武憲

JAERI-Data/Code 2003-006, 99 Pages, 2003/05

JAERI-Data-Code-2003-006.pdf:6.97MB

本コードは、国の安全審査時における原子炉施設の設置許可及び設置変更許可申請に伴う平常運転時の線量評価と想定事故時の一般公衆の線量評価に用いられている。評価方法は、ICRP 1990年勧告を取り入れて平成13年3月に改訂された原子力安全委員会から出されている「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」,「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」及び「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」に基づいていた評価式及びパラメータを用いて行っている。本報告は、計算処理の簡便性と他事業所等での汎用性を考慮し、従来別々に使用してきた計算コード群をパーソナルコンピュータで一括して使用できる環境被ばく線量評価コードとして開発したものである。なお、本コードは英語版も作成しており、その取扱マニュアルも別途用意している。英語版は国際協力に役立つことが期待できる。

論文

Study of particle size distribution and formation mechanism of radioactive aerosols generated in high-energy neutron fields

遠藤 章; 佐藤 薫; 野口 宏; 田中 進; 飯田 孝夫*; 古市 真也*; 神田 征夫*; 沖 雄一*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 256(2), p.231 - 237, 2003/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:43.28(Chemistry, Analytical)

高エネルギー中性子場で発生する放射性エアロゾルの生成機構を解明するために、DOPエアロゾルを浮遊させたアルゴン及びクリプトンガスを45MeV及び65MeVの準単色中性子ビームを用いて照射し、生成される$$^{38}$$Cl, $$^{39}$$Cl, $$^{82}$$Br 及び $$^{84}$$Br エアロゾルの粒径分布を測定した。生成される放射性エアロゾルの粒径分布に対して、添加するDOPの粒径,照射に用いる中性子ビームのエネルギーの影響,また、生成される核種による粒径分布の違いを検討した。その結果、実測された放射性エアロゾルの粒径分布は、中性子照射による核反応で生成された放射性核種がDOPエアロゾルの表面に付着するモデルを用いて解析できることを明らかにした。

報告書

事故放出トリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRI

横山 須美; 野口 宏; 龍福 進*; 佐々木 利久*; 黒澤 直弘*

JAERI-Data/Code 2002-022, 87 Pages, 2002/11

JAERI-Data-Code-2002-022.pdf:4.26MB

D-T燃焼核融合炉の燃料として使用されるトリチウムは、国際熱核融合実験炉(ITER)のような核融合実験炉の安全評価上最も重要な核種である。そこで、我が国における核融合実験炉の許認可申請や安全評価法の検討に資するため、施設の事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRIを開発した。ACUTRIは、トリチウム特有の環境中移行モデルと国際放射線防護委員会(ICRP)の線量評価モデルに基づき個人のトリチウム線量を評価するコードである。本コードは、従来の原子力施設に対する安全評価法との整合性を図るため、原子力安全委員会の指針に準じた気象に関する統計計算も可能となっている。トリチウムガス(HT)とトリチウム水(HTO)の大気拡散モデルにはガウスプルームモデルを使用した。本コードで考慮した内部被ばく経路は、施設から大気中に放出されたトリチウムの1次プルームからの吸入被ばく及び地表面に沈着した後、大気へ再放出したトリチウムの2次プルームによる吸入被ばくである。本報告書は、ACUTRIコードの概要,使用マニュアル,試算結果等についてまとめたものである。

報告書

OSCAAR calculations for the Iput dose reconstruction scenario of BIOMASS theme 2

本間 俊充; 松永 武

JAERI-Research 2000-059, 63 Pages, 2001/01

JAERI-Research-2000-059.pdf:2.36MB

本研究書は、日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2イプート線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである。このシナリオはチェルノブイル事故で高汚染したロシアのブリアンスク地域の河川流域と農作地帯における$$^{137}$$Csの汚染を扱ったものである。このシナリオ解析は、OSCAARの長期被曝経路モデルの実測データによる検証及び各評価モデルに関連した不確実さの主たる要因の同定に用いられた。OSCAARの長期被曝経路モデルは、回答を求められた多くの農作物あるいは自然食品中の10年間にわたる$$^{137}$$Cs濃度の再評価に大方成功した。しかしながら、$$^{137}$$Csの土壌下方への移行のモデル化は依然として十分ではなく、長期の食物汚染の予測には、植物が利用可能な形態の土壌セシウムの時間変化を予測するより詳細なモデルが必要である。

論文

External doses in the environment from the Tokai-mura criticality accident

遠藤 章; 山口 恭弘; 坂本 幸夫; 吉澤 道夫; 津田 修一

Radiation Protection Dosimetry, 93(3), p.207 - 214, 2001/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.58(Environmental Sciences)

JCO臨界事故における事故現場周辺の主たる放射線被ばくは、ウラン溶液が注がれた沈殿槽内の核分裂反応で発生した中性子及び$$gamma$$線によってもたらされた。そこで、周辺住民の線量を評価するために、JCO敷地内外におけるモニタリングデータ及び放射線輸送シミュレーション手法を用いて、周辺環境における中性子及び$$gamma$$線の線量当量を評価した。事故発生から終息までの期間における時刻及び距離ごとの積算線量を算出した。その結果、避難要請が行われた350m圏以遠の住民等の線量は、1mSv以下と推定された。本評価値は、家屋の遮蔽性能及び行動調査とあわせて、各個人の線量を推定するための基礎データとなった。

論文

Development of dose assessment code for accidental tritium releases

横山 須美; 野口 宏

Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 5 Pages, 2000/05

核融合施設等から大気中にトリチウムが放出された場合の公衆被ばく線量を評価するためのコードを開発した。本コード(ACUTRI)は、トリチウムガス(HT)及びトリチウム水(HTO)に対する線量を計算することができる。ACUTRIは、環境中トリチウム移行モデルや線量計算モデルからなり、日本の気象指針と整合性のとれた評価が可能である。このACUTRIを用いて予備解析を行った。その結果、HTO放出に対して統計的な手法により、最大の空気中トリチウム濃度を求めたところ、降雨期間を考慮した場合と考慮しなかった場合では、降雨期間を考慮した方が大きな値となった。一方、累積出現頻度が97%になる空気中濃度については、降雨期間を考慮した場合もしなかった場合も同程度であることがわかった。さらに、HTガス短期間放出実験の結果とACUTRIの計算結果を比較したところ、保守的かつ合理的に線量を評価できることが確認できた。

論文

Development of dose assessment code for accidental releases of activation products

野口 宏; 横山 須美

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

D-T燃焼核融合実験炉の安全評価にかかわる公衆被ばく線量評価においては、浮遊性放射化生成物は潜在的な重要性を有している。この放射化生成物による事故時の公衆被ばく線量を原子力安全委員会の指針に沿って計算する手法を確立するため、放射化生成物に対する事故時被ばく線量評価コード(ACUTAP)を開発した。コードの特徴は、放射化生成物の環境中挙動を反映していること、ICRPの線量評価モデルを採用していること、気象指針に沿った統計解析ができること、個人線量と集団線量が計算できることなどである。本発表ではモデルの概要、線量の試算結果などについて報告する。

論文

A Study of actinide decay chains on the environmental effect of a geologic disposal of rock-like oxide fuels and uranium-plutonium oxide fuels

木村 英雄; 高野 秀機; 室村 忠純

Journal of Nuclear Materials, 274(1-2), p.197 - 205, 1999/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.57(Materials Science, Multidisciplinary)

環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

論文

核融合施設の放射線安全,4; 環境放出放射性物質による被曝評価,4.2,トリチウムの環境中挙動と被曝評価

野口 宏

プラズマ・核融合学会誌, 74(7), p.712 - 715, 1998/07

核融合施設の放射線安全に関する特集の一部として、トリチウムの環境中挙動と被ばく評価についての最新の知見をまとめた。特に、核融合施設の許認可申請等に必要な安全評価用の被ばく線量評価コードの要件と評価上重要な環境中トリチウム挙動に焦点を当てた。コードの要件として、トリチウムガスとトリチウム水が扱えること、被ばく経路として1次プルームからの内部被ばくと地表沈着トリチウムの再放出による2次プルームからの内部被ばくが扱えること、年間実気象データによる被ばく線量の統計計算ができることなどを挙げた。

論文

事故時に放出されたトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードの開発

野口 宏; 横山 須美

KURRI-KR-30, p.204 - 209, 1998/00

わが国における核融合施設に対する安全評価法の検討に資するため、事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードを開発した。本開発では、線量評価に影響するトリチウム特有の環境中挙動をモデル化すること、従来の原子力施設に対する安全評価法、特に気象指針との整合性を図るため、統計気象計算ができることなどを考慮した。本講演では、コードの概要、解析結果、検証結果などについて発表する。

論文

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; 公衆被曝線量評価モデル:TRIDOSE

野口 宏

プラズマ・核融合学会誌, 73(12), P. 1360, 1997/12

原研が開発した環境中トリチウムによる公衆被ばく線量評価モデル(TRIDOSE)の概要を紹介した。TRIDOSEは大気中に放出されたトリチウムガスやトリチウム水の大気拡散、土壌や植物への沈着、土壌中移行、大気への再放出等をモデル化しており、吸入摂取や経口摂取による被ばく線量が計算できる。本特集では計算結果の例も紹介した。また、現在進められている核融合実験炉の安全評価用のトリチウム被ばく線量評価コードの開発にも触れた。

報告書

岩石型及びMOX使用済核燃料地層処分の環境影響評価

木村 英雄; 松鶴 秀夫; 高野 秀機; 室村 忠純

JAERI-Research 97-049, 25 Pages, 1997/07

JAERI-Research-97-049.pdf:1.42MB

使用済岩石型プルトニウム燃料は、一般軽水炉の使用済燃料や再処理を伴う高レベル放射性廃棄物と同様に、地層処分されるものと考えられる。ここでは、環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

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