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論文

Protective effects of hot spring water drinking and radon inhalation on ethanol-induced gastric mucosal injury in mice

恵谷 玲央*; 片岡 隆浩*; 神崎 訓枝*; 迫田 晃弘; 田中 裕史; 石森 有; 光延 文裕*; 田口 勇仁*; 山岡 聖典*

Journal of Radiation Research, 58(5), p.614 - 625, 2017/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.85(Biology)

ラドン($$^{222}$$Rn)ガスを用いたラドン療法は、ラドンガスの吸入とラドンを含む水の摂取の2種類の治療に分類される。温泉水の短期または長期の摂取は胃粘膜血流を増加させ、温泉水治療が慢性胃炎および胃潰瘍の治療に有効であることはわかっているが、粘膜障害に対するラドンの正確な影響やそのメカニズムは不明である。本研究では、マウスのエタノール誘導胃粘膜障害に対する温泉水摂取およびラドン吸入の抑制効果を検討した。マウスを用いて、ラドン2000Bq/m$$^{3}$$を24時間吸入、または温泉水を2週間摂取させた。水中$$^{222}$$Rn濃度は、663Bq/l(供給開始時)から100Bq/l(供給終了時)の範囲にあった。その後、マウスに3種類の濃度のエタノールを経口投与させた。粘膜障害の指標である潰瘍指数(UI)は、エタノールの投与量に依存して増加した。しかし、ラドン吸入または温泉水による処理は、エタノールによるUIの上昇を抑制した。ラドン処理群と無処理対照群では抗酸化酵素の有意差は認められなかったが、ラドンまたは温泉水で事前処理したマウスの胃の過酸化脂質レベルは有意に低かった。これらの結果は、温泉水摂取とラドン吸入がエタノール誘導胃粘膜障害を抑制することを示唆している。

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。

報告書

原子炉事故時放射線影響解析で用いるための内部被曝線量係数

波戸 真治*; 本間 俊充

JAERI-Data/Code 2005-006, 549 Pages, 2005/09

JAERI-Data-Code-2005-006.pdf:33.24MB

日本原子力研究所が開発した確率論的事故影響評価(レベル3PSA)コードOSCAARでは、国際放射線防護委員会(ICRP)の刊行物Publication 30に基づく内部被曝線量換算係数を使用して公衆の被曝線量を評価してきた。ICRPはPublication 56で幾つかの放射性同位体に関して年齢依存の体内動態モデルを示し、それ以降、新しい呼吸気道モデル,その他の放射性同位体に関する年齢依存の体内動態モデル及び尿と糞への排泄モデルを示してきた。ICRPはたくさんの放射性核種に対する年齢依存の内部被曝線量係数をICRP刊行物に示してきたが、吸入及び経口摂取に関する預託実効線量係数だけをそれら刊行物に与えていた。OSCAARは公衆の早期の健康影響及び晩発性の健康影響を評価しているので、さまざまな積分時間に対する組織や器官の内部被曝線量係数が必要となる。本報告書は、これら新しいICRPモデルに基づき、OSCAARで使用するために開発したコードDSYSについて述べるとともに、OSCAARの計算で使用する54核種の内部被曝線量係数を与える。

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

Dose coefficients for radionuclides produced in high energy proton accelerator facilities; Coefficients for radionuclides not listed in ICRP publications

河合 勝雄; 遠藤 章; 野口 宏

JAERI-Data/Code 2002-013, 66 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-013.pdf:2.75MB
JAERI-Data-Code-2002-013-DoseCD.pdf:81.85MB

半減期10分以上の核種とそれらの娘核種の中でICRP Publicationに収録されていない核種、及び、核破砕中性子ターゲット中に生成される半減期10分未満の核種等、計334核種に対して、単位摂取量あたりの預託実効線量(線量係数)等を計算した。線量計算には、原研において既に整備されているDECDC、また、核破砕ターゲット中に生成される核種に対して、評価済核構造データファイル(ENSDF)から新たに編集した崩壊データライブラリを用いた。線量係数の計算は、ICRPの呼吸気道モデル及び体内動態モデルに基づいた計算コード“DOCAP"を用いて行った。計算した線量係数等は、ICRP Publ.68及び72と同一形式の表にまとめた。さらに、核種ごとに、作業者及び公衆の各年齢群について、10種類の粒径に対する吸入摂取,経口摂取,血液注入に対して計算した線量係数等の表をCD-ROM“DoseCD"に収録し、検索・閲覧できるように整備した。本研究により計算された線量係数等を、ICRPにより既に整備されている線量係数等と併せることにより、大強度陽子加速器施設において生成される多様な核種に対する内部被ばく線量評価に対応することが可能となった。

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。

報告書

Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers; Coefficients for radionuclides not listed in ICRP Publication 68

遠藤 章; 山口 恭弘

JAERI-Data/Code 99-047, p.24 - 0, 1999/12

JAERI-Data-Code-99-047.pdf:0.88MB

半減期10分以上の核種の中で、ICRP Publ. 68に収録されていない149核種に対して、単位摂取量あたりの預託実効線量(線量係数)を計算した。また、不活性ガス核種に対して、実効線量率を計算した。線量係数の計算は、ICRP Publ. 66の呼吸気道モデル及びPubl. 30の体内動態モデルに基づいた内部被ばく線量計算プログラムLUDEPを用いて行った。計算には、評価済み核構造データファイル(ENSDF)から新たに編集した崩壊データを用いた。実効線量率の計算では、放射性雲からの外部照射及び肺中のガスによる肺の照射を考慮した。計算結果は、Publ. 68の表形式にまとめられた。これらは、加速器施設、核融合炉施設において生成される核種に対する被ばく線量評価に利用することができる。

論文

Dose delivered by unit amount of tritium released into the environment

村田 幹生; 野口 宏

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.176 - 184, 1997/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.72(Nuclear Science & Technology)

事故時を想定したトリチウムガス(HT)野外放出実験(カナダ)から、HTの単位量放出に伴う空気汚染による成人の実効線量当量(線量)を風下100mと400mで解析した。その結果、放出HTプルーム自身による線量は1%以下で、残りは環境中でHT$$rightarrow$$HTO転換で2次的に生じたHTC線量であることが明らかになった。一次放出がHTOである場合を想定したとき、線量はHT放出の場合の100倍程度であることが解析から推定された。また、実測線量の、最も被ばく量が大きくなると考えられる条件への外挿、仏国で実施されたHT放出実験に基づく解析結果との比較等を含めて発表する。

論文

Computer code TERFOC-N to calculate doses to public using terrestrial foodchain models improved and extended for long-lived nuclides

外川 織彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(4), p.360 - 374, 1990/04

原子力施設の平常運転時に大気へ放出される放射性核種によってもたらされる公衆の被曝線量を算出するための計算コードTERFOC-Nを開発した。本コードは、食物摂取及び呼吸による内部被曝、空気中の核種及び地表に沈着した核種からの直接線による外部被曝という4つの被曝経路からの個人線量の最大値及び集団線量を計算する。このうち、食物連鎖モデルは米国原子力規制委員会規制指針1.109のモデルを基礎とし、軽水炉以外の原子力施設に起因する被曝線量もより現実的に評価することができるように改良・拡張した。本報告では採用したモデルを記述し、本コードを使用した計算例を示す。感度解析の結果から食物摂取による被曝線量に敏感なパラメータが同定された。また、本コードで改良・拡張したモデルの中で被曝線量に大きな影響を及ぼすモデルが確認された。

報告書

原子力施設の平常運転時に大気へ放出される放射性核種による公衆の被曝線量を算出するための計算コードTERFOC-N

外川 織彦

JAERI-M 89-145, 93 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-145.pdf:2.4MB

原子力施設の平常運転時に大気へ放出される放射性核種によってもたらせる公衆の被曝線量を算出するための計算コードTERFOC-Nを開発した。本コードは、食物摂取及び呼吸による内部被曝、空気中の核種及び地表に沈着した核種からの直接線による外部被曝という4つの被曝経路からの個人線量の最大値及び集団線量を計算する。このうち、食物連鎖モデルは米国原子力規制委員会規制指針1.109のモデルを基礎とし、軽水炉以外の原子力施設に起因する線量もより現実的に評価することができるように改良・拡張した。本報告書では、使用したモデルと計算コードについて記述し、本コードを使用した計算例を示す。

口頭

Potential inhalation dose due to remediation activities in the Fukushima exclusion zone

Tschiersch, J.*; 吉村 和也; Spielmann, V.*; Hurkamp, K.*; 飯島 和毅; 篠永 妙子*; 宮原 要

no journal, , 

吸入被ばく線量は核種の種類や量のみならず、放射性浮遊じんの粒径分布や肺液への溶解性にも依存する。本研究では、除染中の浮遊じんを採取し、これらパラメータ(放射能中央粒径とその幾何平均値、擬似肺液への溶解性)を得た。得られたパラメータとIMBAコードを使用し、ICRP肺モデルによる吸入被ばく線量の計算を行った。本調査で得たパラメータ値とICRPのデフォルト値で計算された吸入被ばく線量を比較し、その不確実性を評価した。

口頭

Inhalation dosimetry; Physicochemical differences between primary plume and resuspended material

Tschiersch, J.*; Spielmann, V.*; 篠永 妙子*; Hurkamp, K.*; 吉村 和也; 大倉 毅史; 飯島 和毅; 宮原 要

no journal, , 

Radioactive aerosol ($$^{137}$$Cs) sampled after the Fukushima Daiichi accident at Tokai-mura are compared to aerosol of remediation actions in the Fukushima exclusion zone concerning on activity size distribution and solubility type. The solubility changed from the type Fast-Moderate for the primary plume to the type Moderate-Slow for the resuspended aerosol. The doses determined with the measured parameters were compared to those using ICRP default values. Variability was studied and the range of potential inhalation dose was assessed for both types of radioactive aerosol.

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