Assessment of individual external exposure doses based on environmental radiation in areas affected by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

佐藤 里奈; 吉村 和也; 眞田 幸尚; 三上 智; 山田 勉*; 中曽根 孝政*; 金井塚 清一*; 佐藤 哲朗*; 森 翼*; 高木 毬衣*

Environment International, 194, p.109148_1 - 109148_8, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.envint.2024.109148

周辺線量当量による個人の外部被ばく線量評価は、個人線量計が適用できない、予測的及び遡及的な評価に用いられる。しかし、様々なパラメータを用いるため個人線量測定による評価よりも誤差を含む傾向がある。そこで本研究では、周辺線量当量から個人の外部被ばく線量を精度良く評価するため、生活パターンと、建物や乗り物による遮蔽効果を考慮して実効線量を評価するモデルを作成した。モデルパラメータは、2020から2021年に福島第一原子力発電所の被災地域で測定した屋内外の環境放射線のロバストなデータセットを基に評価した。モデルの精度は、2020年に福島県内で測定した106人日の個人線量と比較し評価した。モデルによる推定実効線量は、実測個人線量をよく表し、モデルが個人線量計と同様に個人の被ばく線量推計に活用できることが示された。さらに、このモデルは、環境放射線データを用いることで、個人の被ばく線量を予測的及び遡及的に精度良く評価でき、放射線防護に有用なツールである。

Analysis of the relationship between operational quantity used for area monitoring and protection quantity for external exposure

遠藤 章

JAEA-Research 2024-002, 90 Pages, 2024/05

JAEA-Research-2024-002.pdf:4.22MB

本報告書は、光子、中性子、電子、陽電子、陽子、ミューオン、パイ中間子及びヘリウムイオンによる外部被ばくについて、エリアモニタリングに用いられる3つの量である周辺線量当量(10)、最大線量当量及び周辺線量と実効線量との関係を包括的に分析した結果を示す。分析のための計算は、PHITS (Particle and Heavy Ion Transport code System)とICRU球を用いて行った。その結果、ICRP Publication 116で対象としている幅広いエネルギー範囲における外部被ばくに対して、(10)とは実効線量の評価に大きな差を生じる場合がある一方、はエリアモニタリングに許容される範囲で実効線量を保守的に評価できることが分かった。すなわち、実効線量を評価するために、(10)とには限界があり、より適切な量としての使用が推奨される。この結論は、多様な被ばく状況における実効線量の評価にを導入したICRU Report 95の提案を支持するものである。周辺線量の利用は、医療や学術研究における放射線利用や航空機搭乗時の被ばく等の様々な種類の放射線により被ばくする状況で特に重要であり、放射線防護の対象の拡大に伴う放射線モニタリングの新たなニーズに応えることができる。

Calculation of fluence-to-effective dose conversion coefficients for the operational quantity proposed by ICRU RC26

遠藤 章

Radiation Protection Dosimetry, 175(3), p.378 - 387, 2017/07

https://doi.org/10.1093/rpd/ncw361

国際放射線単位・測定委員会(ICRU)は、外部被ばく線量の測定に対し、防護量に基づいた新たなモニタリング量の提案を検討している。本研究では、その提案において、個人モニタリングのための個人線量当量の定義に必要な換算係数のデータセットを提供する。フルエンスから実効線量への換算係数を、光子, 中性子, 電子, 陽電子, 陽子, ミュー粒子, パイ中間子、そしてヘリウムイオンに対して計算した。換算係数は、放射線の入射角度が0から90までは15間隔、また、180、回転照射、等方照射、上半球等方照射、下半球等方照射の条件について計算し、表及びグラフで提供する。これらの換算係数は、ICRUが導入を検討している個人線量当量の定義とともに、個人線量計の設計や校正にも活用される。

Calculation of the effective dose and its variation from environmental gamma ray sources

斎藤 公明; N.Petoussi*; Zankl, M.*

Health Physics, 74(6), p.698 - 706, 1998/06

https://doi.org/10.1097/00004032-199806000-00007

環境線に対する空気吸収線量から実効線量への換算係数の被ばく条件による変動の特性を調査した。このために、人体モデルとモンテカルロ法を使用し、人体への入射線の角度及びエネルギー分布を詳細に考慮した計算を行った。姿勢による実効線量の変動は30%以内であることがわかった。環境線源の偏りの影響はほとんどの場合最大で20%であるが、特別の場合にはエネルギー分布の変化により40%までありうることがわかった。新生児の実効線量は成人に比べて最大で80~90%高い。実効線量当量の変動は実効線量と良く似た傾向を示した。

Angular dependence of organ doses and effective dose for external photon irradiation

山口 恭弘; 吉澤 道夫

Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. 2, p.1237 - 1240, 1992/00

ICRP1990年新勧告に基づき、新たに導入された各臓器・組織の等価線量、及び実効線量をモンテカルロ法により計算した。単色光子の面平衡ビームを異なる86方向から入射させ、等価線量と実効線量の入射角度依存性を検討した。その結果、両者とも強い角度依存性を有すること、実効線量は前方入射の場合に高い値を示すことが明らかになった。

Analytical method and result of off-site exposure during normal operation of High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

沢 和弘; 見上 寿*; 斎藤 伸三

Energy, 16(1-2), p.459 - 470, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0360-5442(91)90125-6

高温工学試験研究炉(HTTR)の通常運転時における被ばく評価を行うために、1%の被覆層破損率を仮定して核分裂生成物の放出量計算を行なった。炉心から排気筒までの放出過程を考慮し、計算に当たって連続放出と間欠放出を評価した。HTTRの年間の実効線量当量は0.77Sv/yとなり、十分小さい値であることが示された。

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0.7480.007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。