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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*
Environmental Science & Technology, 194, p.109148_1 - 109148_8, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)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。
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。
船引 雄太*; 伊與田 宗慶*; 菖蒲 敬久; 松田 朋己*; 林 雄二郎*; 佐野 智一*; 他8名*
Journal of Manufacturing Processes, 115, p.40 - 55, 2024/04
被引用回数：2 パーセンタイル：56.70(Engineering, Manufacturing)In resistance spot welding (RSW) of Fe and Al alloy, an intermetallic compound (IMC) is formed at the joining interface, and it is known that the joining strength of the joint decreases as the IMC becomes thicker. In this study, the convection behavior in the Al alloy melting zone of an Fe-Al alloy RSW was varied and the effect on the joint characteristics was investigated. For this study, focusing on the electromagnetic force generated in the Al alloy melting zone, the convection behavior in the Al alloy melting zone was changed by adding an external magnetic field using neodymium magnets. In-situ evaluation of the convection behavior using synchrotron radiation and cross-sectional macro-observation of the joint revealed that the addition of an external magnetic field causes a non-axisymmetric change in the convection behavior in the Al alloy melting zone, which results in the deflection of the Al alloy melting zone. The addition of an external magnetic field increases the driving force of convection and homogenizes the temperature field at the joining interface, suggesting that the IMC near the center is formed thin and uniform. Furthermore, from the cross tension test and the observation of the fracture surface of the joint after the test, it was clarified that the CTS of the joint with an external magnetic field was improved by the propagation of cracks into the Al alloy melting zone during the test.
細田 正洋*; Nugraha, E. D.*; 赤田 尚史*; 山田 椋平; 玉熊 佑紀*; 佐々木 道也*; Kelleher, K.*; 吉永 信治*; 鈴木 崇仁*; Rattanapongs, C. P.*; et al.
Science of the Total Environment, 750, p.142346_1 - 142346_11, 2021/01
被引用回数：30 パーセンタイル：84.15(Environmental Sciences)低線量率の放射線被ばくが人体に及ぼす生物学的影響については、未だに不明な点が多い。実際、日本では福島第一原子力発電所事故後もこの問題に悩まされている。最近、高自然放射線であり慢性的に低線量率の放射線を浴びている特殊な地域をインドネシアにて発見した。そこで本研究では、特に自然放射線量が高い地域での内部被ばくと外部被ばくによる包括的な線量を推定し、ラドンの増強メカニズムを議論することを目的とした。大地からの放射線による外部被ばく線量を推定するために、自動車走行サーベイを実施した。屋内ラドン測定は、47戸の住宅を対象に、典型的な2つの季節をカバーする3
5ヶ月間で実施し、内部被ばく線量を推定した。また、大気中のラドンガスを複数の高さで同時に採取し、鉛直分布を評価した。調査地域の空気吸収線量率は、50nGy h
から1109nGy hの間で大きく異なっていた。屋内ラドン濃度は124Bq m
から1015Bq mであった。すなわち、測定された屋内ラドン濃度は、世界保健機関(WHO)が推奨する基準値100Bq mを超えている。さらに、測定された屋外ラドン濃度は、高い屋内ラドン濃度に匹敵するものであった。調査地域の外部及び内部被ばくによる年間実効線量は、中央値を用いて27mSvと推定された。その結果、多くの住民が放射線業務従事者(職業被ばく)の線量限度を超える天然放射性核種による放射線被ばくを受けていることが判明した。このように屋外ラドン濃度が高くなっている原因は、例外的に低い高度で発生する安定した大気条件の結果である可能性がある。このことから、この地域は、慢性的な低線量率放射線被ばくによる健康影響に関する疫学調査を実施するためのユニークな機会を提供していることが示唆される。
吉澤 道夫; 遠藤 章
JAERI-Conf 2003-002, 166 Pages, 2003/03
JAERI-Conf-2003-002.pdf:9.79MB
本報文集は、2002年11月28-29日に日本原子力研究所東海研究所において開催された、第3回「最近の外部被ばく線量測定・評価に関するワークショップ」において報告された16件の講演の報文及び総合討論要旨を収録したものである。第3回目のワークショップは、「原研中性子標準校正施設の完成を契機に」を副題とし、原研が進めている加速器を用いた単色中性子校正場をはじめとした中性子線量計の校正技術,高エネルギー中性子に対する線量評価等、中性子に対する線量計測・評価に焦点をあて講演及び討論が行われた。本ワークショップにより、加速器中性子校正場及び高エネルギー中性子の線量評価に関する今後の研究開発課題を明確化するとともに、この分野の研究者間の情報交換によって研究の効率化を図ることができた。
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：43.59(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
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。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部技術課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2000-001, p.225 - 0, 2000/03
JAERI-Review-2000-001.pdf:9.42MB
本報は、1998年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗、関西研究所及びむつ事業所における保健物理業務について、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部寝屋川事務所; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 98-015, 239 Pages, 1998/12
本報は、1997年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗、関西研究所及びむつ事業所における保健物理の事業について、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部寝屋川事務所; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 97-016, 248 Pages, 1997/12
JAERI-Review-97-016.pdf:7.82MB
本報は、1996年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、関西研究所及びむつ事業所における保健物理業務について、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所放射線管理課; むつ事業所保安管理課
JAERI-Review 96-014, 236 Pages, 1996/10
JAERI-Review-96-014.pdf:7.25MB
本報は、1995年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務において、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; むつ事業所管理部保安管理課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-Review 95-020, 264 Pages, 1995/11
JAERI-Review-95-020.pdf:8.68MB
本報は、1994年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務について、放射線管理、技術開発、及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; むつ事業所管理部保安管理課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-Review 94-007, 262 Pages, 1994/11
JAERI-Review-94-007.pdf:7.85MB
本報は、1993年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務について、放射線管理、技術開発、及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; むつ事業所管理部保安管理課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-M 93-172, 291 Pages, 1993/09
本報は、1992年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務について、管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
保健物理部; バックエンド技術部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 大洗研究所管理部放射性廃棄物処理課; むつ事業所管理部保安管理課; むつ事業所施設部施設第1課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-M 92-144, 301 Pages, 1992/10
本報は、1991年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における放射性廃棄物処理を含む保健物理業務について、管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
佐藤 信行; 早坂 寿夫; 小林 誠; 仲澤 隆; 横須賀 美幸; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.440 - 445, 1992/00
材料試験施設では、PWR等の使用済み燃料の照射後試験がセル内で実施されている。試験を確実に遂行するために、定期的にセル内の各種照射後試験装置及び設備の保守点検作業が行われる。保守点検作業者の被ばくを低減するために、セル内除染作業が、前もって実施される。各セルの汚染レベル、核種組成は、照射後試験及び使用済み燃料の種類により異なるため、線量当量率の分布を把握するとともに表面汚染密度から空気中放射性物質濃度を推定し、これらのデータと作業内容を基に適切な防護方法について事前検討を行い、除染作業者の被ばく低減化を図っている。本発表では、1991年に同施設で行われたセル除染作業時の作業者の被ばく防護について、防護措置、被ばく状況等を報告する。
保健物理部; 安全管理課; 放射線管理課; 放射性廃棄物処理課; 保安管理課; 施設第1課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-M 91-171, 294 Pages, 1991/11
本報は、1990年度の日本原子力研究所の東海、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における放射性廃棄物処理を含む保健物理業務について、管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
芝本 真尚*; 柳原 敏; 助川 武則; 田中 貢
日本原子力学会誌, 33(6), p.574 - 584, 1991/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)JPDR(熱出力90MWtのBWR型動力炉)の解体撤去時の外部被曝による作業者集団線量当量を計算により評価した。まず、運転履歴に従った炉内構造物等の放射化計算から残留している放射能インベントリを評価し、これらを線源として線量当量率を計算した。次に、解体撤去作業の各解体工程を準備、解体、収納、輸送及び後片付けに分類し、各工程に対して職種毎(工事監督、放射線管理要員及び解体作業者)の放射線下の延作業時間を求めた。以上の結果より、作業者集団線量当量は約300人・mSvであった。この結果は米国エルクリバー炉の解体時の集団線量当量(750人・mSv)と比較して少なく、解体において遠隔装置が有効に働くことが予想された。また、実測値と比較し、本手法の有効性が明らかになった。
保健物理部; 安全管理課; 放射線管理課; 放射性廃棄物処理課; 保安管理課; 施設第1課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-M 90-224, 270 Pages, 1990/12
本報は、1989年度の日本原子力研究所の東海、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における放射性廃棄物処理を含む保健物理業務について、管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
保健物理部; 安全管理課; 放射線管理課; 放射性廃棄物処理課; 保安管理課; 施設課; 機関部
JAERI-M 89-212, 334 Pages, 1989/12
本報は、1988年度の日本原子力研究所の東海、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における放射性廃棄物処理を含む保健物理業務について、管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
Hertel, N. E.*; Bartlett, D. T.*; Dietze, G.*; Bordy, J.-M.*; 遠藤 章; Gualdrini, G.*; Pelliccioni, M.*; Ambrosi, P.*; Siebert, B. R. L.*; Veinot, K.*; et al.
no journal, ,
国際放射線単位測定委員会(ICRU)は、国際放射線防護委員会(ICRP)により勧告された実効線量などの防護量を評価するために、線量測定に用いる実用量を定義している。現在使われている実用量は、約30年前に定義されたものである。ICRUの報告書委員会26は、防護量の定義の変更や防護量を適用する放射線場の多様化を踏まえて、実用量について検討を進めてきた。この検討では、作業者と公衆に被ばくをもたらす放射線の種類とエネルギー範囲が拡張しつつあることも考慮して、現在の実用量と防護量の関係について分析した。その結果、委員会は、現在の実用量を見直し、新たな実用量を提案することにした。エリアモニタリングに対しては、ICRU球のある深さで定義する線量から、粒子フルエンスに基づき実効線量、目の水晶体や皮膚の等価線量と関連付けた量に変更する。本発表では、新たに提案する実用量の定義と、それが放射線測定機器の設計や校正、測定の実務に及ぼす影響について検討した結果を報告する。
