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遠藤 章
Radiation Protection Dosimetry, 200(13), p.1266 - 1273, 2024/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)本研究では、外部中性子照射における周辺線量
、周辺線量当量
及び実効線量の関係を、様々な作業場の163種類の中性子スペクトルを用いて分析した。その結果、実効線量の評価に対して、は中性子のエネルギー分布によっては著しく過大あるいは過小評価する一方、は過大評価の場合でも適度な範囲内で合理的な推定値を与えることが明らかになった。本研究は、特に高エネルギー中性子が存在する環境における線量評価に対して、実用量の要件から見たの限界との優位性を示した。
山本 英明; 吉澤 道夫; 村上 博幸; 百瀬 琢麿*; 辻村 憲雄*; 金井 克太*; Cruz-Suarez, R.*
Radiation Protection Dosimetry, 125(1-4), p.88 - 92, 2007/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)国際原子力機関(IAEA)の地域協力協定(RCA)に基づき、東アジアの16か国から25の個人線量評価機関が参加して第3期外部被ばく線量計測相互比較が実施された。旧原研及び旧サイクル機構で放射線の基準照射を行った個人線量計を各参加国で計測し、得られた外部被ばく線量評価値を持ち寄り相互比較した。その結果、すべての参加国の評価値は放射線防護の実務上必要とされる充分な正確さを有していることがわかった。これにより参加各国における外部被ばく線量評価技術の妥当性が確認できた。
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。
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。
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。
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。
線線量率測定のための試験備後 一義; 梶本 与一; 須賀 新一
保健物理, 13(4), p.279 - 285, 1978/00
線の線量率を、フィルタを開いた状態および閉じた状態で測定したときのサーベィメータの指示値の差に、線量率への換算計数を乗ずることにより求める方法を採用し、この換算計数を決定するための試験を実施した。電離箱型サーベィメータの場合、体表面(表皮層7mg/cm
)の線量率を求めるための換算計数は、線の最大エネルギーに依存して異なる値となることがわかった。しかし、指先(表皮層40mg/cm)の線量率を求めるときは、入射線の最大エネルギーに関係なく、換算計数の値として、4(mrad/h)/(mR/R)を採用することができる。GM計数管型サーベィメータの場合、換算計数は、電離箱型サーベィメータの場合よりも、線最大エネルギーに大きく依存することがわかった。
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。
