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報告書

令和2年度東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約(受託研究)

福島マップ事業対応部門横断グループ

JAEA-Technology 2021-025, 159 Pages, 2022/01

JAEA-Technology-2021-025.pdf:46.66MB

東京電力(株)福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和2年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点測定、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。測定箇所の重要度分類のためのスコア化の検討では、福島県及び福島第一原発から80km圏内でのスコアマップを作成するとともに、多年度のモニタリングデータを使用した場合のスコアの変化要因について考察した。実測データの統合的解析では、階層ベイズ統計手法を用いて、航空機サーベイ、走行サーベイ、歩行サーベイにより取得した空間線量率分布データを統合し、福島第一原発から80km圏内を対象とした統合マップ及び解析対象を福島県全域に広げた統合マップを作成した。これらの他、「放射線量等分布マップ拡大サイト」への令和2年度の測定結果の公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。

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。

報告書

平成31年度東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約(受託研究)

福島マップ事業対応部門横断グループ

JAEA-Technology 2020-014, 158 Pages, 2020/12

JAEA-Technology-2020-014.pdf:23.82MB

東京電力福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況調査を実施してきた。本報告書は、平成31年度(令和元年度)に得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ,平坦地上でのサーベイメータによる定点測定、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。これら測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。測定箇所の重要度分類のためのスコア化の検討では、平成30年度に開発した「スコア」化手法を基に福島県及び80km 圏内でのスコアマップの作成を試みた。また、陸域における放射性物質モニタリングの在り方について検討し、モニタリング地点の代表性について提言した。実測データの統合的解析では、階層ベイズモデルを用いて、航空機サーベイ,走行サーベイ,歩行サーベイにより取得した空間線量率分布データを統合し、福島第一原発から80km 圏内及び福島県全域について統合マップを作成した。これらの他、「放射線量等分布マップ拡大サイト」への令和元年度の測定結果の公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。

報告書

特定復興再生拠点区域におけるモニタリング及び被ばく評価手法の検討

舟木 泰智; 高原 省五; 佐々木 美雪; 吉村 和也; 中間 茂雄; 眞田 幸尚

JAEA-Research 2018-016, 48 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-016.pdf:29.73MB

内閣府原子力災害対策本部は、平成34年から35年度までに避難指示解除が計画される「特定復興再生拠点区域」において、放射線防護対策を検討している。これにあたり、当該区域の汚染状況の把握と被ばく線量の評価は必要不可欠である。福島第一原子力発電所事故以降、数々のモニタリングにより空間線量率分布が評価され、それらを元に被ばく線量が推定されてきた。一方、当該区域は比較的空間線量率が高く、放射線防護に対してより慎重な配慮が必要であるため、被ばくに係る詳細な情報が求められている。そこで本研究では、詳細な汚染状況と当該区域の状況に即した被ばく線量を評価することを目的とし、(1)無人ヘリコプターによる空間線量率の測定、(2)大気中の放射性セシウム濃度の測定、(3)代表的な行動パターンにおける外部・内部実効線量の評価を実施した。併せて、空間線量率分布のモニタリング手法と被ばく線量評価方法の高度化を検討した。本調査により、空間線量率の3次元マップを提示し、当該区域における分布傾向を明らかにすると共に被ばく線量を推定し、吸入による内部被ばく線量は外部被ばく線量の1%未満であることを示した。また今後の放射線防護において有効かつ新たな空間線量率のモニタリング手法と被ばく線量評価方法の妥当性を示した。

論文

Validation of PHITS spallation models from the perspective of the shielding design of transmutation experimental facility

岩元 大樹; 明午 伸一郎

EPJ Web of Conferences, 153, p.01016_1 - 01016_9, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:85.61

The impact of different spallation models implemented in the particle transport code PHITS on the shielding design of Transmutation Experimental Facility (TEF) was investigated. For 400-MeV proton incident on a lead-bismuth eutectic target. An effective dose rate at the end of a thick radiation shield (3-m-thick iron and 3-m-thick concrete) calculated by the Li${`e}$ge intranuclear cascade (INC) model version 4.6 (INCL4.6) coupled with the GEM code (INCL4.6/GEM) yields $$sim$$1.5 times higher than the Bertini INC model (Bertini/GEM). A comparison with experimental data for 500-MeV proton incident on a thick lead target shows that the INCL4.6/GEM is in fairly good agreement with the experiment, which suggest that the prediction accuracy of INCL4.6/GEM would be better than that of Bertini/GEM. In contrast, it is found that the dose rates in beam ducts in front of targets calculated by the INCL4.6/GEM are lower than those by the Bertini/GEM. Since both models underestimate the experimental results for neutron-production double-differential cross sections at 180$$^{circ}$$ for 140-MeV proton incident on carbon, iron, and gold targets, we conclude that it is necessary to allow for a margin of uncertainty caused by the spallation models, which is a factor of two, in estimating the dose rate induced by neutron streaming through a beam duct.

論文

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

 被引用回数:9 パーセンタイル:79.25(Environmental Sciences)

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$$^circ$$から90$$^circ$$までは15$$^circ$$間隔、また、180$$^circ$$、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。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,2; 放射線防護で用いられる線量の意味と特徴

斎藤 公明; 山本 英明

Radioisotopes, 63(11), p.519 - 530, 2014/11

放射線防護において外部被ばくの線量評価及び測定に用いられる諸線量のうち、福島事故における環境放射線測定・評価で頻繁に使用される線量に焦点を当てて、基本的な意味と特徴について説明する。この中で、基本的な物理量である吸収線量、放射線防護の判断基準となる実効線量と等価線量、放射線測定に使用される周辺線量当量$$H^{*}$$(10)と個人線量当量$$H$$p(10)を取り上げ、それらの関係等についてわかりやすく解説する。

報告書

Calculation of age-dependent dose conversion coefficients for radionuclides uniformly distributed in air

Tran, V. H.; 佐藤 大樹; 高橋 史明; 津田 修一; 遠藤 章; 斎藤 公明; 山口 恭弘

JAERI-Tech 2004-079, 37 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-079.pdf:5.02MB

空気中に一様分布する光子放出核種からの外部被ばくに対し、年齢依存線量換算係数を計算した。6種類の年齢群の数学ファントム及びモンテカルロ放射線輸送コードMCNPを用いて、半無限の空気中線源からの照射による臓器及び組織線量を計算した。臓器線量は、10keVから5MeVまでの12種類の単一エネルギー線源に対して計算した。得られた臓器線量から各光子エネルギー及び年齢群に対する実効線量を算定し、これに基づき原子力施設の安全評価上重要とされる160核種に対する実効線量換算係数を計算した。換算係数は、単位濃度及び時間あたりの実効線量(Sv per Bq s m$$^{-3}$$)で与えた。

論文

3-45MeV/u ion beam dosimetry using thin film dosimeters

小嶋 拓治; 須永 博美; 瀧澤 春喜*; 花屋 博秋; 橘 宏行*

Radiation Physics and Chemistry, 68(6), p.975 - 980, 2003/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.75(Chemistry, Physical)

低LET放射線に対する特性が明らかになっている4種のフィルム線量計を3-45MeV/uのイオンビームに応用した。低LET放射線を基準とした線量計の相対応答は、いずれもおよそ1から10MeV/(mg/cm$$^{2}$$)であり、阻止能が高くなるにしたがって徐々に小さくなる。特性を明らかにしたこれらの線量計によるイオンビーム線量測定における不確かさは、フルエンス測定における不確かさを$$pm$$2%含んで$$pm$$5%(1$$sigma$$)より良かった。特性を明らかにしたGaf線量計を用いることにより、それぞれ1及び10$$mu$$mより良い空間分解能で平面及び深度方向の線量分布測定ができることがわかった。

論文

Conversion coefficients from fluence to effective dose for heavy ions with energies up to 3 GeV/A

佐藤 達彦; 津田 修一; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 仁井田 浩二*

Radiation Protection Dosimetry, 106(2), p.137 - 144, 2003/11

 被引用回数:19 パーセンタイル:77.74(Environmental Sciences)

重イオンに対する線量換算係数の評価は、放射線防護の目的から極めて重要である。そこで、最新の重イオン輸送計算コードPHITSを用いて、3GeV/A以下のエネルギーを持つ陽子,重陽子,$$^{3}$$H,$$^{3}$$He,$$alpha$$粒子,$$^{12}$$C,$$^{20}$$Ne,$$^{40}$$Ar,$$^{40}$$Ca及び$$^{56}$$Feに対する実効線量換算係数を計算した。得られた結果より、重イオンの種類に依存しないフィッティング式を導出し、その精度を検討した。

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。

報告書

高エネルギー陽子加速器施設の遮へい設計計算のための線量換算係数

坂本 幸夫; 山口 恭弘

JAERI-Tech 2001-042, 29 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-042.pdf:1.79MB

国際放射線防護委員会(ICRP)1990年勧告(ICRP Publication 60)の放射線障害防止法等の国内制度への取り入れにより、遮へい壁等の設計の際に評価すべき量が、従来の1センチメートル線量当量から実効線量に変更された。加速器施設の遮へい計算に用いる線量換算係数として、20MeV以下の中性子に対してICRP Publication 74に基づく前方(AP)照射条件の値が放射線障害防止法等の告示別表に示されているが、20MeV以上の中性子に対する値は示されていない。そこで、20MeV以上の中性子に対する線量換算係数の現状を調査するとともに、陽子加速器施設の遮へい体後方の典型的な中性子スペクトルを用いて線量率を試算し、幾つかの線量換算係数を用いた場合の実効線量率等を調べた。この検討結果を基に、陽子加速器施設の遮へい設計計算用の線量換算係数として、20MeV以上の中性子に対してはHEREMESコードシステムによるAP照射条件での実効線量への換算係数を推奨し、熱エネルギーから2GeVまでの中性子77群構造の線量換算係数を作成した。

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

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

 被引用回数:43 パーセンタイル:94.31(Environmental Sciences)

環境$$gamma$$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$$gamma$$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。

論文

Dose analysis in safety and site evaluation for the JMTR core conversion to LEU fuel

土田 昇; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 北野 匡四郎; 斎藤 実; 二村 嘉明

ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.259 - 266, 1995/00

JMTR炉心をMEU燃料からLEU燃料へ変更するための安全評価及び立地評価において線量評価を実施した。安全評価では、環境への放射性核分裂生成物の放出を伴う設計基準事故時の敷地周辺公衆に対する実効線量当量を評価した。立地評価では、重大事故及び仮想事故における公衆に対する最大線量を評価した。評価の結果、事故時の公衆に対する放射線被ばくのリスクは非常に小さいこと及びLEU炉心においても現在のMEU炉心と同様に立地条件が適切であることが確認された。

論文

Influence of alteration in colon and remainder specification on effective dose values

山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1233 - 1235, 1994/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.49(Nuclear Science & Technology)

国際放射線防護委員会(ICRP)は、1993年9月の主委員会会議において、実効線量計算における結腸及び残りの組織の内訳を変更した。そこで、この変更が実効線量の値に及ぼす影響を5つの典型的な照射ジオメトリーで入射する光子及び中性子に関して調べた。その結果、この変更による影響は右側方入射に対して最も大きく、光子に対して最大7%、中性子に対して最大8%の実効線量の増加をもたらすことが分かった。その他の照射ジオメトリーに対する影響は、前方及び後方入射で2%以内、回転及び等方入射で1%以内であり、実効線量値自体の統計精度(1~3%)を考慮すると大きなものでないことが分かった。

論文

Effective dose for external neutron exposure

山口 恭弘

Radioisotopes, 42(1), p.35 - 36, 1993/01

1990年に採択されたICRP新勧告では、放射線防護に用いる諸線量の定義が変更された。線質係数Qに代わり放射線荷重係数W$$_{R}$$が導入され、臓器・組織の等価線量H$$_{T}$$が新たに定義された。また、実効線量当量H$$_{E}$$が実効線量Eに変更されるとともに、これを計算するための組織荷重係数W$$_{T}$$の値と対象組織が大幅に変更された。光子に対するEは既に計算されているが、中性子に対するEは未だ計算されていない。そこで、MIRD型人体模型及びDEEPコードを用いて、H$$_{T}$$及びEを計算し、H$$_{E}$$と比較した。その結果、1MeV以下の中性子に対してEはH$$_{E}$$より大きくなり、それ以上のエネルギーではH$$_{E}$$の方が大きくなることが判明した。

論文

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。

論文

Organ doses as a function of body weight for environmental gamma rays

斎藤 公明; N.Petoussi*; Zankl, M.*; R.Veit*; P.Jacob*; G.Drexler*

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(7), p.627 - 641, 1991/07

典型的な環境中の線源からの$$gamma$$線にたいする臓器線量を、異なる大きさの人体ファントムとモンテカルロ法を用いて計算した。環境$$gamma$$線にたいする臓器線量は、年令、性別に関わらず、体重の関数で表せることが明らかになった。計算した臓器線量から最小二乗法により、この関数の係数を決定した。次に、この関数を用い、人種、性別、年令、体重の個人差に起因する臓器線量の違いを調査した。人種、性別による臓器線量の違いは大きくなかった。体重の個人差に起因する臓器線量の違いは、100keV以上の$$gamma$$線に対し最大10%、100keV以下の$$gamma$$線にたいしては最大20%であった。卵巣のように人体の中央部に位置する臓器については、乳児と成人で最大2-3倍の線量の違いがみられたが、100keV以上のエネルギー範囲では違いは2倍以上内に収まった。12才以上の人間の臓器線量は全て、成人の臓器線量とほぼ15%以内で一致した。

論文

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

 被引用回数:8 パーセンタイル:68.64(Thermodynamics)

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0.77$$mu$$Sv/yとなり、十分小さい値であることが示された。

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