付録2 平成19年度卒業研究発表会要旨

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(1)Vo l .4 5( 2 0 0 8 ). 近畿大学原子力研究所年報. 付録 2 平成 1 9年度卒業研究発表会要旨 (原子力研究所配属学部学生および大学院生) 近畿大学原子力研究所には、電気電子工学科および生命科学科より十数名の卒業研究生、ならびに総合理工学研究所より数名の修士課程大学院生が例年配属されます。原子力研究所関係教員の指導のもとに学部、大学院教育、研究が行われ、その成果を口頭発表し、卒業論文、修士論文としてまとめております。これらの内容は、近大原研の教育研究活動を知って頂く上で良い資料になると考え、ここに発表会の要旨を付録として掲載します。. ←. 9 9.

(2) 付録 2. 卒業論文 1電気電子工学科. 藤野晋三. パルス中性子法による加速器駆動未臨界炉の反応度測定. 三好温子. Feynman-α 相関解析による近畿大学原子炉の熱出力測定. 笹尾将文. ソースドロップ&ジャーク法による原子炉の反応度測定. 中尾英史. エネルギー・環境問題に関するジオラマの設計・製作. 今道祥二. 原子炉中性子線による二重鎖切断の修復過程における. XRCC4の働きとそのリン酸化矢間有. プラスチック・シンチレーションファイパーを用いた PEr検査室内の放射線線量分布可視化に関する研究. 篠原健太朗. 数値解析による位置ピーク分裂現象に関する基礎研究. 前田淳一. 放射線を用いた時系列解析手法の基礎研究. 吉岡. 憲一朗. 原子力研究所施設におけるシンチセル法による空気中ラドンー222濃度変動. 小林祐貴. 鳥取・三朝温泉地域及び東大阪市におけるピコラド法によるラドンー 222濃度の変動. 2生命科学科山本雅司. 生菌数モニターを用いた細胞の放射線照射効果の評価に関する基礎研究. 松永和子. 利尿薬による 18F-FDGの排池促進. 南村桂太. 悶INESを用いた我が国の放射線事故の解析. 西道彩美. エネルギー・環境問題に関するジオラマの設計・製作. 岡本悠里. 人工ゼオライトの抗菌効果および放射線照射による増殖抑制. 青沼智一郎. DNA二重鎖切断における XRCC4分子による修復の有無とリン酸化の働き. 1 0 0.

(3) 近畿大学原子力研究所年報. Vol .4 5( 2 0 0 8 ). パルス中性子法による加速器駆動未臨界炉の反応度測定 04-1-46-047 藤野晋三. (原子力研究所第 1研究室(原子炉物理学)). により表現できる。上式を中性子検出器時系列デ. 1 . はじめに近年、加速器陽子ビームによる核破砕中性子により未臨界原子炉を駆動する加速器駆動未臨界炉. 仏DS)の研究開発が注目されている。 ADSでは、経済性と安全性の観点から、未臨界度が重要な核特性パラメータとなる。陽子加速器がパルスモードで運転される場合、パルス中性子法によって未臨界度を連続測定できる可能性がある。本研究では、京都大学臨界集合体実験装置に ADS模擬炉心を組み、核破砕中性子を D-T中性子で模擬したパルス実験を行い、パルス中性子法の適用性を検討した。データ解析法として、面積法と S immons-Ki ng法を採用した。. ータに最小自乗フィットすることにより、減表定数 αを得る。反応度 ρ は、次式に従って減衰定数 αか. ら求めることができる。. ρ=β-αf. ( 3 ). ただし、 fは中性子寿命であり、計算値を使用する。. 3 .. 実験方法. コッククロフト加速器からのパルス状の D ビームを T ターゲットに導き、 D-T中性子を ADS模擬炉心に打ち込む。炉心には 5系統の中性子検出器を配置した。これら検出器信号の時系列データを、パルス発生に同期させて多チャンネルスケーラにより収. 2 . 解析理論. 録した。. 2 . 1面積法時刻 0でパルス中性子が未臨界炉心に投入されたとすると、図 1に示すように、炉心内中性子密度の即発中性子成分は指数関数的に減表するが、遅発中性子成分は時間的に一定である。即発中性子成分面. Jと遅発中性子成分面積 A2の比を中性子検出器積A 時系列データから評価すると、次式により反応度 ρ. 8は実効遅発中性. を求めることができる。ただし、. 4 . 結果 2 系統の検出器データについての解析結果を下表. immons-Ki ng法、面積法とも、検出器位に示す。 S 置依存性が現れ、参照値( 0 . 8 0 4 8 [ %.，dkJk))との一致も良好でない。これは、 D-Tターゲットが炉心外に設置されているために空間高調波が強く励起されたためと考えている。. 子割合であり、計算により与えられる量である。表 1反応度解析結果[%.，dkJk). A )_ P A2. ( 1 ). β. 検出器. o : r o. 面積比法. Simmon-Ki ng法. BF3・CHl. ・0 . 7 3 6. ・0 . 6 9 7 土0 . 0 0 7. FC-CH3. ・ 0 . 8 5 5. 0 . 8 3 9 土0 . 0 2 9. 5 .. 結酋 D-T中性子源の局在化による空間高調波の影響により、反応度算出結果の検出器位置依存性が観察. 遅発中性子のみ仁よる滅表部分. された。今後は、空間高調波の影響を削減するデータ解析法の検討が必要で、ある。. A，. o 10. 1 5. 20. 25. 団事. T i n 叫酷). 図 1即発及び遅発中性子成分分布. 参考文献. [ 1 ]京都大学臨界集合体実験装置 (KUC A)大学院実験. 2 . 2S i m m o n s K i n g法. テキスト， p p . 5・1・5・7 .. パルス中性子投入後の中性子密度は、. N ( t )=C e -at +B. ( 2 ). [ 2 ]武田充司，仁科浩二郎共訳、「原子炉の初等理論J ( 下 ) ，pp.544 ・5 47， 861・863，吉岡書庖(19 7 6 ) .. - 1 0 1-.

(4) F e y n m a n α 相閥解析による近畿大学原子炉の熱出力測定. 付録 2. 04-1-46-249 三好温子. (原子力研究所第 1研究室(原子炉物理学)). 1 .. できる。具体的には、 Yの T分布データに対して. はじめに. 本研究は、中性子相関手法である Feynman-α. ( 3 ・1)式を最小自乗フィットすると、 αとYの飽和. ιを. 解析法を用いて近畿大学原子炉の熱出力を測定し、. 値であるに、不感時間 τが得られる。この. 低出力原子炉に対する適用性を実験的に確認する. ( 3 ・ 2 )式に代入することにより. ことを目的とする。従来の金属泊放射化法に比べ. R の測定値から核分裂率 F を得る。核分裂率 Fに. て、 Feynman-a法による原子炉熱出力測定は、運. 核分裂当たりのエネルギ一発生量を乗じると、原. 転時間の短縮と出力校正の迅速化に寄与すること. 子炉の熱出力 [ W ]を評価することができる。. E. を算出し、計数率. が期待される。. 4 . 解析結果および考露 2 . 実酸方法. う計数管( 2カ所に設置)の臨界体系における Bl. 近畿大学原子炉において、 2 分割炉心の北側、. 時系列データの解析結果から評価した熱出力値を. および炉心間中央に 2 系統の中性子検出器 ( BF 3. 表 1に示す。線型出力計(校正誤差 10%) 指示値と. 計数管)を設置し、検出パルス信号の時系列データ. の一致は良好である。未臨界状態においても、線. を多チャンネルスケーラ (MCS)により収録した。. 型出力計指示値との一致は良好であった。. 時系列データの収録は、臨界状態に加えて、制御. 表 1 臨界体系の炉心出力 [mW]. 棒の位置調整により設定した 4ケースの未臨界状態に対しても実施した。. 3 . 解析方法. 検出器. Fe 戸u nan. 中央. . 0 1 3 1 .013士 0. 北側. 1 .060: t0.013. 中央. 6 . 2 6 4: t0.097. 北側. 6 . 9 2 7: t0.055. 一. 一点炉動特性モデ、/レを仮定すると、相関量 Y は次の式で表される [ 1 ]。. r. l-e-aTI Y(T)=九 I 1 一一一士一. 1-2Rr ¥ α 1 ). ( 3・ 1 ). 線型出力計 1 .066: tO.107. 6 . 1 0 4: tO . 61 O. 5 . まとめ. F R一. 一一一S. 21-vy. v '. β一ρ 白ぞ一。. E. D. 一一一九. 低出力炉である近畿大学原子炉で相関実験解析. ( 3 2 ). を行った結果、 Feynman-α 法により精度良い熱出力測定が可能であることを確認した。本手法は、. α、 R、E、 T 、Dv、ρ、 Fはそれぞれ、即発中性. 低出力原子炉の出力校正の迅速化と高精度化に資. 子減衰定数、検出器の計数率、核分裂率に対する. するばかりでなく、商業用原子力発電所の炉物理. 計数効率、不感時間、 Diven因子、反応度、核分. 試験へも応用できるものと期待している。. 裂率である。この相関量 Yは、ゲート時間 t内の検出数の(分散/平均一1)により定義され、ポアソン分布に従う場合は Oとなる。原子炉内中性子に. 6. .考文献 [ 1 ] 橋本憲吾 :"ExperimentalI n v e s t i g a t i o n so f. 対しては正の相聞を示し、この相関量の値のゲー. Dead-timeE宜e c tonF ‘ eynman-αMe 凶t h o d ". ト時間依存性から原子炉の特性情報を得ることが. An n.NucLEner 白，7 九V 吐 o L23，pp.l099・1 1 0 4 ( 1 9 9 6 ). 1 0 2.

(5) Vol .4 5( 2 0 0 8 ). 近畿大学原子力研究所年報. ソースドロップ&ジャーク法による原子炉の反応度測定 04-1-46-504笹尾将文. (原子力研究所第 1研究室(原子炉物理学)). 4 .解析結果. 1.目的近年、加速器陽子ビームによる核破砕中性子源に. 全制御棒下限(ケース1)とシム安全棒(半挿入)以外. より未臨界原子炉を駆動する加速器駆動未臨界炉. の制御棒上限(ケース 2 )条件下での中性子源引抜と. ( A D S )の研究が盛んに行われている。この研究におい. 挿入実験に対する最小自乗逆動特性解析 ( L S I KM). て、現在、体系の未臨界度と核破砕中性子源実効強. 結果を、表 1、表 2にそれぞれ示す。これらの表に. 度の実測技術の確立が重要な課題となっている。当. は、従来法である積分法による結果も比較のために. 研究室では、これらの量を、加速器ビームトリップ. 記載している。最小自乗逆動特性解析結果は、中性. とピームリスタートにより実測する手法を提案して. 子源挿入と引抜による差異、検出器設置位置による. いる。本研究では、近畿大学原子炉の未臨界体系に. 差異とも小さい。これに対して、表 1の積分法の結. おいて、加速器ビームトリップとビームリスタート. 果は、これら差異が顕著に現れており、適用は困難. を起動用中性子源の引抜(ジャーク)と挿入(ドロッ. である。. プ)により模擬した実験を行い、データ解析手法とし表 1ケース 1の反応度[%L]kIk]. て有望と期待している最小自乗逆動特性解析法の有効性を検討した。. 検出器. 2 .実験方法近畿大学原子炉の 2分割炉心の北側、および炉心. 中性子源引抜. 中央. 1 .288. LSIKM 1 .775: : t0 . 0 1 5. 北側. 1 .690. 1 .799: : t0 . 0 1 2. 積分法. 問中央に 2系統の中性子検出器 (BF3計数管)を設置. 検出器. し、中性子源操作(引抜および挿入)後の時系列デー. 中央. 1 .310. 1 .701: : t0 . 0 8 1. タを収録した。実験は、制御棒の位置調整により未. 北側. 1 .540. 1 .762: : t0.085. 中性子源挿入. 臨界度の異なる 4つの未臨界状態に対して実施した。表 2 ケース 2の反応度 [%L]恒k ]. 3 .最小自:乗逆動特性解析法の原理検出器. 一点炉動特性モデルを仮定すると、中性子源操作による過渡状態の中性子密度 N(t)は、原子炉の反応度を向、実効中性子源強度を Sとすると、次式により表現することができる。. 中央. 0 . 3 5 3 9. LSIKM 0 . 3 3 6 5: : t0.0016. 北側. 0 . 3 4 7 3. 0 . 3 1 8 8: : t0.0015. 検出器. L. N(t)0 : ー土--;.Q(t)一一生 ρdーβ ρ'ct-β. ( 1 ). 中性子源引抜積分法. 中性子源挿入. 、，ノ qh. 0 . 3 0 5 7. : t0.0066 0 . 3 6 7 3:. 北側. 0 . 3 3 9 0. 0 . 3 7 5 4土 0 . 0 0 5 8. 、 ‘. iE. 〆 a. 、.，ノ. nA. 、 ‘ ・ c. r'E. 6yf] 一村. 一一 s ' ' 、.. o -、. 中央. 5 結論. 中性子密度 N(t)として中性子検出器信号時系列デ. 起動用中性子源の引抜と挿入実験への最小自乗逆. )を得ると、ータを採用し、逆動特性解析により Q(t. 動特性解析適用の有効性を確認した。この結果から、. (1)式の最小自乗フィットにより反応度内と中性子. ADS の加速器ビームトリップとビームリスタート実. 源強度 Sが得られる。これが最小自乗逆動特性法の. 験にも本解析法を適用しうることが予想される。. 原理である。なお、中性子源引抜実験に対しては、 (1)式の中性子源強度 Sは零とする。. Ei. 唱. η 苛U. ハU.

(6) 付録 2. エネルギー・環境問題に関するジオラマの設計・製作 04 ・ 1・ 46・ 196 中尾英史. (原子力研究所第 1研究室) 1.はじめに. 見られ、パネルについては、化石エネルギー資源. 近年における資源エネルギー消費の増加に伴. の可採年数、発電方法、地球温暖化のメカニズム. うエネルギー資源確保や資源の開発や利用に伴. などがマンガを使って作成されていた。しかしな. う環境問題が顕在化している。この問題解決のた. がら、バイオマスや自然エネルギーに関する説明. めには、国民一人ひとりがエネルギーと環境問題. や地球環境問題への取組みに関するものは見ら. について考える必要がある。. れなかった。. 本研究では、特に小中学生を対象として、エネ. 3) ジオラマのアイテムとして新聞記事に多く取. ルギーと環境に対する現状や問題点を認識でき. り上げられていた各エネルギー資源、各種発電方. る教材としてのジオラマを設計製作する。. 法、環境問題の現状についてエネルギーと環境問. 2 .方法. 題との関連付けも含めて、配置することとした。. エネルギーと環境の問題についてジオラマで. 各アイテムについては実物の約 1 1 1 0 0 0の大きさ. 示すアイテムを決めるため、過去 1年余分の日本. とし、押しボタンにより LEDランプ表示できる. 経済新聞と読売新聞からエネルギーと環境に関. ものとし、また木材、発泡スチローノレを用いて軽. する記事を抽出・分析した。また、大阪科学技術. 量化を図ることとした。パソコンによる解説は、. 館において平成 1 9年 7月にリニューアルされた. パワーポイントを用いて図・写真の他、新聞記事. エネルギ一関連企業が展示しているジオラマや. からの最新情. パネル等の展示内容・表示手法の調査を行った。. 報としてエネ. ジオラマの設計にあたっては、縦 1メートル横l.3. ルギー資源の. メートル高さ 30センチメートルのスペースの中. 動向、第四次. で各アイテムを置くこととした。また、これらジオラマの各アイテムに関する解説をパソコンの. IPCC報告、主要国の C02排. 画面で示すこととした。. 出動向や削減. 3. 結果と考察. 目標なども示. 1) 2 006年 8月から 2007年 11月までの新聞か. すこととした。. ジオラマ概念図. ら抽出した記事を、エネルギーについては化石エ. 4. まとめと今後の課題. ネルギ一、原子力、新エネルギーの項目に分類し、環境については国内動向と海外動向に分類し記. 模型だけでなく、パソコンによる各アイテムの. 事の概要を表形式にまとめた。エネルギ一関連で、. 説明を付け加えたこのジオラマは、通常は原子力. は、石炭、石油、天然ガス、ウラン、バイオエネ. 研究所の原子力エネルギー学習室に展示するが、. ルギーなどの資源に関するものと、原子力、水力、. 原子力展や様々なエネルギー・環境に関するイベ. 火力、風力、太陽電池などの発電に関するものが、. ントにおいても利用できるものと考える。また、. また環境関連では、第四次 IPCC報告や COP13. エネルギ一環境問題については、今後とも新たな. パリ会議の動向、 C02排出削減に関するものとし. 情報を取り入れていく必要がある。. て、火力発電所での取組み、輸送機関での取組みに関する記事が掲載されていた。. 参考文献. 2) 既設ジオラマ調査では、原子力発電所などの. [ lJエネルギ一白書 ( 2 0 0 7年版). 模型ではボタンを押すと各設備の位置をランプ. [ 2 J 環境循環型社会白書(平成 1 9年版). が示し、それに音声の解説が付属しているものが 1 0 4-.

(7) Vol .4 5( 2 0 0 8 ). 近畿大学原子力研究所年報. 原子炉中性子線による二重鎖切断における XRCC4の働きとそのリン酸化 0 4 1 4 6 ・2 25今道祥二 (原子力研究所). 3 .結果と考察. 1.背景ほ乳動物含め、真核生物における主要な DNA二重鎖切断修復機構として、非相同末端結合 (NHEJ)と相同組み替え (HR)がある。前者においては、 DNA二重鎖切断のセンサーとして働く DNA-PKとDNA末端を最終的につなげる XRCC4-DNAl i g a s elV複合体が重要な役割を担うことが明らかになっている。また、 DNA-PK は XRCC4をリン酸化し、それが DNA二重鎖切断修復において重要であることが示唆されている。本研究では、原子炉中性子線による DNA二重鎖切断の修復における DNA-PK、XRCC4の働きを調べた。. μ a. 2 .手順 <材料>. 撞整担血 :XRCC4遺伝子に変異をもっマウス白血病 L51789Y細胞由来 MI0細胞にコントロールベクターを導入した MI0-CMV、正常 XRCC4遺伝子を導入した MI0-XRCC4、N末端、 C 末端に存在する DNA-PKによるリン酸化部位に変異を導入した MlO-SIAとMI0S23A細臨を用いた。且宣車 DNA-PK阻害剤 NU7026、ATM阻害剤 KU55933はいずれも Calbiochemから購入し、 DMSO に 5mMの濃度で溶解したものを、また、 DNAPK、ATMの両方を臨書する wortmanninは Sigmaから購入し、 50mMの濃度で溶解したものをストック溶液とした。 <方法> XRCC4の働きを調べるために 3つの実験を行った。実験 1では原子炉照射 (0、2、4、6、8時間)時の生存率の測定を、軟寒天培地中でのコロニー形成法にて行っ o u l t e rc o u n t e rで細胞濃度を測定し、た。照射試料は、 C 適時希釈したものを 0.16%のアガロースを含む RMPI1640培地 (15%の牛胎児血清添加)に加えプラ 0 スティックディッシュにまいたものを用いた。照射後 1 12日目に、肉眼で見えるコロニーを数えた。コロニーの数をまいた細胞の数を割った値を P . E .とし、照射後の P . E .を非照射時の P . E .で割った値を生存率として求めた。実験 2では XRCC4のクロマチン結合の測定を行っ及び 0.5%の NP-40を含む緩衝液で順た。細胞を 0.2% 次 3回抽出し(抽出液 I、E、皿)、非結合状態の XRCC4を取り除いた。最後に残った固まりに SDSPAGEのサンプルバッファを加え、 100"Cで5分加熱し、クロマチンに結合した XRCC4を溶出した(残誼液)。非結合画分、結合画分に含まれる XRCC4の量をウエスタンプロット法により求めた。実験 3では 3種類の随害剤を用いて XRCC4のクロマチンへの結合およびリン酸化における DNA-PK、ATMの役割を調べた。. E. 実験 1の結果は F i g . lに示した。この結果より、 MI0CMVがもっとも生存率が低いことから、修復に XRCC4 が重要であることが確認された。また MI0-S23Aの生存一CMVや M10-S1Aに比べて低いことから、率は、 MI0 XRCC4の C末端のリン酸化部位が修復過程に重要であることが確認された。 F i g . 2は実験 2の XRCC4の量をウエスタンプロットにより求めた発現図である。左から緩衝液で 3回抽出した液をフラクション I、E、血、残漬液をフラクションWとした。各フラクションにおいては左から照射 MIO-CMV、非照射 MIO-XRCC4、照射 MlO-XRCC4の3つを 20 ずつ滴下した。フラクションW は残法被であることから、クロマチンと XRCC4が結合していることが明確に認められた。また、バンドがたてにずれているのが認められた。これは、 XRCC4がリン酸化した影響のためと考えられる。実験 3の結果としては、はっきりとしたデータを得ることが出来なかった。. L :. ~. 1 0 5. 4 .まとめ DNA二重鎖切断部位の修復に XRCC4が重要であることと、特に XRCC4の C末端に存在するリン酸化部位が重要であることが確認された。また、照射と非照射との違いから、リン酸化の影響があることが確認できた。阻害剤を用いての実験では明確なデータを得られなかったので、再実験を行うことと、原子炉での照射の代わりに、 X線の照射を行うことを検討している。 1 0. 5. : p LL 凶. 0 . 1. 〉. jO01 0 . 0 0 1. o. 5 0. 1 0 0 1 5 0 2 0 0 Dose( c G y ). 2 5 0. 3 0 0. F i g .1 :S u r v i v i n gf r a c t i o n. ・・・・・ゅー皿. 且. ErA盛恒且. 産. c . ， 1. C X X. cxxcxxcxx. tR. +. +. +. +. + 砂 +. F i g . 2 :Th eb i n d i n gofXRCC4t oc h r o m a t i n. +.

(8) 付録 2. プラスチック・シンチレーションファイパーを用いた PET検査室内放射線線量分布の可視化に関する研究 0 4 -1 4 6 2 6 4 矢間有 ( 原子力研究所第 3研究室). 1.はじめに. 1200. 医療施設の PET 検査室内の放射線空間線量分布を迅速に把握する手法のひとつとして、放射線に有感なプラスチック・シンチレーションファイパー(PS町を用いた可視化システムについて検討した。 PET検査の被検者には、通常、数百 MBq 程度の放. 射性薬剤(主に 18F-FDG)が投与される。最終的なシステムでは、そこから発生する 511keV の消滅 y 線. ~. コ. ~m. 200. j. “ ‘ “ -. 。ザ. 10. 5. odF 1. 読み出し、その到達時間の差を時間波高変換器. 企. • 1 . ++ミ・+・企‘ ロロ .・・ロ + . + +. ・・・・ J. ・・ . ・ロ・・ + + . ・ロロ・ + ・・・sロ・・ ._1I t ・ ‘ •. を検出することを想定する。長さ 15m の PSFの両端の信号を光電子増倍管で. 13.0m 15.0m. 4. 8400. 2 .実験. 7.0m. •. 4 4. ~ 600. .Om. •. ‘' 3m 5m 13m 15m 7m 9m 11m • 日+ ‘ ‘♂事 . 8;崎会. 800. 、、. ー・企. ロ 3.0m + 11.0m. + 5.0m. O.5mj. 。 =. O.5m. •. '37 C• 1000. 15. P o s l t l o n(m). 3 7 c s標準線源で測定した位置スベクトル図1 1. (TAC)で電圧信号に変換することにより放射線入. 射位置分布を測定した。長いファイパー中での信号の減衰が大きいので、読み出した信号はさらに. ・. ホトマルアンプで 100 倍に増幅した。まず、 1 3 7 c s. •. lW ( I ' S v l h l. O.lW(凶，v l h ). (662keV)の標準線源を用いて位置検出特性を調べた。. また、システムのパフォーマンス評価の目的で、ファイパーを近畿大学原子炉 (UTR-KINKI)の炉室内ヨ + 叫. に引き回して、原子炉運転中の実際の空間線量分布を観測した。. 意 ! c. 3 . 結果・考察図 1に 1 3 7 c s標準隷源(約 0 . 7MBq)を用いた測定の. 0 . 1. 結果を示す。 PSF の時間差信号と γ線入射位置の線. 0 . 0 1. 形性は良好であり、位置分解能は半値幅で約 60 cm (中央)" " ' 7 5 c m (両端)程度であった。これは、以前 5m. 0.001. o. の PSFで得られた結果( 3 0" " ' 4 O cm 程度) [ 1 )に比べて. 10. 15. 図 2 UTR-KINKI炉室内の空間報量分布. 4 .まとめ. 討したところ、ほぼ妥当な性能が得られているものと判断できた。. 5. P o s l t l o n ( m ). 劣るものではあったが、他に報告されている様々な長さの PSF で得られた位置分解能を総合的に検. : i. 0.01. 今回の測定結果から、長さ 15m の PSFが PET. 図 2 は UTR-KINKI 炉室内に配. 検査室内の空間線量分布の可視化に、概ね充分な. 置した PSF の計数率分布である。 5. 5m" " ' 9. 5m 付近. 位置分解能で計数率分布を測定可能であることが. が炉頂部に対応しており、 7.5m が炉の中心に一番. 示された。実際の PET 室で計測する放射線は、ほ. 近いところである。原子炉の出力を変えた場合の. ぼ 511keV の γ線に限定されるので、より正確な線. 結果を、サーベイメータで測定したいくつかの点. 量評価が可能で、あると期待される。. のデータとともに示した(ただしサーベイメータの. 参考文献. 値は γ 線と中性子線の指示値を単純に足したもの. 山江本、鳥居、野崎、安藤: 放射線. である)。両者の傾向は、相対的に、ほぽ一致して. ( 19 9 5 )4 9 5 8. いると見なすことができる。 - 106 一. VoI .2 1， No.3.

(9) Vo l .4 5( 2 0 0 8 ). 近畿大学原子力研究所年報. 数値解析による位置ピーク分裂現象に関する基礎研究 04・1・46・066 篠原健太朗 ( 原子力研究所第 2研究室(放射線応用学)). 1 . はじめに我々の研究室では高分解能の中性子用位置検出器の開発を行っており、パックガモン電極を用いた熱中性子用位置敏感型比例計数管(PSPC)を開発し、 6気圧Ar +10%CH4計数ガス、lO B固体薄膜層を使用して位置分解能 0.72 [血血](FWHM)を達成している[1]。これまでの研究により、薄膜層から放出される α線(連続分布)の高エネノレギー成分について、位置ピークが左右に分裂する現象が見出された。この現象が位置分解能を劣化させていると考えられる。この現象は、検出器を制限比例領域で作動させた場合、電子雪崩形成過程で生成する自己誘導型空間電荷(SISC)効果に起因すると思われる。昨年、 SISC効果を取り入れるため数種の試行関数を考案し、モンテカルロシミュレーションにより位置ピーク分裂現象を再現することを試みた。しかし、実測データとの一致はまだ不十分であった。このため、 SISC効果に対してより物理的意味が追える計算手法に基く研究に着手した。ここにこれまで得られた成果を報告する。. 方向は格子間隔が rに比例するように 50分割した格子を空間に設定した。初期電荷は計算最大半径の内側に、 r方向に直線状約 0.2mmの長さに約 200個電子を配置した。電子のドリフト速度、電離 2]を参照した。係数は文献 [. 3 . 解析結果 CH4ガス中における計算結果を図 1に示す。横軸は検出器中心からの距離、縦軸は電子密度である。図には、時間経過とともに芯線に向かつて電荷がドリフトしていき、芯線に吸収されていく様子を示すことができた。 9 1 0 .. 、"E1 0 1 0 u. ). づっ. 畠. ~10.11. n s e c 0 . 0 ロ 0 1 3 。0. . 3 0 x 0 . 4 3 十 0 . 5 3 A 0 . 6 1 • 0 . 7 1 • 0 . 8 0. ω n. ω =. 司 : s1 0 .¥2. 。信』. 3 芯1 0 .1. " ω ・・a 同. 2 . 計算手法. 1 4 ・ 1 0 0 . 0 0 1. 放電中の構成粒子として、電子と正イオンを考える時、電子のドリフト、電離、拡散を考慮すると、次に示す粒子密度の保存式(連続の式)が導かれる。. 竺三 +d刈neW)=aneW+DV2ne θ t θn，一一一一一 =αn _w θt. ( 1 ). ( 2 ). n+[ c m'3]は電子及びイオンの密度、. ここで、I1e、阪= 1附 ) [cm/sec 1は電子のドリフト速度、 α [ 1 ! cm]は電離係数、 D [cm2/ s e c lは電子の拡散係数である。連続の式の数値解法として、特性曲線法を用いた Fortranプログラムを使用した(原研の納富先生製作)。円筒形状比例計数管を考え、芯線半径 2 5 μ m、陰極の内径1O.0mm、ガス圧 1気圧、印加電圧 1500Vの場合を計算した。円筒座標を用いて芯線、芯線に垂直な方向を r、Z 軸の周りの回方向を z 転角を 0 とした。電子増幅可能な rを考慮、し、計算最大半径 0.5mmを設定した。 Z 方向は電子なだれの大きさを考慮して 0.5mmを設定し、これを 10 等分した。。方向は 180度の範囲を 10等分し、 r. 0 . 0 1 r[cm]. 0 . 1. 図 1 放電の中心軸上での電子密度分布の時間変化 (CH4ガス，印加電圧 1500V). 4 . まとめ計算の結果、芯線に電荷が吸収される傾向を示すことはできた。しかしながら、芯線近傍での電荷密度の変化は従来の計算結果と一致しなかった。その理由として、電子のドリフト速度、電離係数の計算上の取り扱い、時間依存性に問題があったと考えている。今後はこの点を改良し、 SISC効果の評価に適応していきたい。参考文献 [1]T .I t o，T .Yamamoto， chi，T .I t o h，S .Hor 暗u J .Sakai，K .Shibata， Y .Masuda， T .Miyasaka， .Niwa，NucLI n s t r .and A .OkumuraandT 2 0 0 4 ) pp369・372( Meth.A529， [2]T JucLI n s t r .and .SakaeandA.Nohtomi，r 1997) Meth.A397，pp323331(. -1 0 7-. 、. ・.

(10) 付録 2. 放射線を用いた時系列解析手法の基礎研究 04'1・46・251 前田淳一. ( 原子力研究所第 2研究室 ( 放射線応用学 )). E，)に対する原子炉中性子の分ノレゲート時間幅:TGAT. 1.はじめに時系列解析は未来予測あるいは通常の解析では捉. 散対平均比を用いて原子炉物理定数である α値等を. えることが困難な情報を得る為の手法として用いら. 求めるものである。分散対平均比は、 TGATEが短い. れている。工業分野においては自動車や工業機器の. 領域では(1)式で表すことが出来る。. Var(J;叩 )=l+Y.(l-~ ー叫(-a -TGA1El iω. 振動によって生じる異常の検知、環境分野においては地震の到達時刻、また、医療分野においては心拍. Lα.1. 臼 1E. 変動や神経の発火パターンの解析に用いられ、その. α:即発中性子減衰定数. 可能性は非常に多岐にわたる。原子力分野においては、原子炉内の中性子数の変動を捉え原子炉体系の未臨界度を測定する技法が従来からあるが、我々はこれに新しい測定手法および近代的時系列解析を導入することによって新たな知見を得ることを最終目標としている。. 2 . 実験 TR'KINKI)を用いて、中性子線時系近大原子炉(U 列測定実験を行った。 UTR.KINKI炉頂部および、原子炉内部に BF3検出器を置き、未臨界、臨界定常、及び超臨界状態における中性子線を測定した。 BF3 検出器からの信号を、本研究室の所有する時系列データ収集装置 MP A-3(FASTComTec社製)で収集した。データ収集はリストモードで行い、リストファイルのタイムスタンプ間隔は l[ms]に設定した。. tF i l e 本研究室で開発した解析ソフト L is Converterを用いて、ファインマン α法に基づいた. 解析を行った。ファインマン α法は、原子炉出力が持つ揺らぎから原子炉の未臨界度を導出するための時系列解析手法の一つであり、ある測定時間(サンプ. 異なる実験条件での解析結果例を図 1 、図 2に示す。図中には(1)式による品t i n g結果も示しである。 t i n g結果が図 2では、 TGATE<100msの領域での伍t. 掲げられていて、非常に大きな TGATE( lOsec)までの測定結果が示されている。. 4. 考察図 1では、(1)式の理論式が実験値をよく記述していることがわかる。図 2より、同様に TGATE<100ms では理論式との良い一致が見られる。 TGATE>200ms では実験値は理論式より大きく増大していることが見出された。これは、遅発中性子に起因する高次項が顕在化したためである。. 5 . まとめ本研究では、リストモード時系列データ収集装置. 。2.5. ン α 法に基づいて示した。特に従来の技法では測定が困難な TGATEが大きな領域でのデータ収集がリストモード測定では容易であるととを示し、これ故にファインマン α法上の高次項の測定に成功した。臨界定常状態、超臨界状態での実験・解析結果に関しては当日報告する予定である。. 。25. 2 2 . N o v . 2 0 0 7 D e t e c t o r: BF3C o u n t e r 制御棒位置:罰則，枠2 1 0 0 %. s. ・ 3. a. 何. 20. g a ω冨S 85τ. 回. 匂︾. 1. SSR.RR. 4dauζdao -EeE. 2. 310ct.2007 Detector:BF3Counter 制御棒位置 : 4 本全て 0%. E 昆 b. 、 Y:定数. を利用して原子炉中性子の時系列特性をファインマ. 3 . 測定結果及び解析結果. 冨国 e 喧. ). . . _ . . --...-イ「. 50. 100. ・且 4. o. 150. 10. 100. 1000. ~n4. TGA1E[ m s ]. TGA1E[ m s ]. 図 2 未臨界定常状態における高次項の挙動. 図 1未臨界定常状態における分散対平均比. 1 0 8.

(11) Vol .4 5( 2 0 0 8 ). 近畿大学原子力研究所年報. 原子力研究所施設におけるシンチセル法による空気中ラドン222濃度変動 04-1-46-063 吉岡憲一朗. (原子力研究所・保健物理学研究室). 1.はじめに我々が生活している環境中には、宇宙空聞からくる宇宙線、大地・河川・海洋・大気からの放射線、呼吸・食物摂取などで取り込まれた放射性核種からの放射線がある。本研究ではそれらの内部被ぱくの線源であり、生以活環境中に存在する自然放射性核種である 222Rn( 下ラドンとする)の α線の測定法であるシンチセル法で、近畿大学の原子力研究所の施設における空気中ラドン濃度の変動について実験を行った結果を報告する。. に達し、排気により減少していく傾向を示している。 α放射能が飽和になるのはラドンの半減期 (3.8 日)が影響している。次に、図 2は 7月の約 1週間の原子炉室における空気中ラドン濃度の変動を示したものである。. ει. a U. ，/ ，勾. 民. 7 '. ζ ι ，，勾r. 喝且崎， ζ. a守. ，‘. ，守. 3. 7J. 2 ， f. ι ‘. ι 咽，ι. ，守. ， '，. 内，￡ ‘ ， r. け. ，句. 0. i T 原. 制 100. ? 7. 2 ， J 07. λ. 示200. 7/27 7/28 (2007年). この図から換気が常に働いている原子炉室の 1 日の時間変動を見ると、午前中には濃度が上昇し、午後には濃度が下降するということがわかる。これは午前に気温が上昇し、地面からラドンが放出してくるのでラドン濃度が上がり太陽が沈むに連れて温度が下がり、ラドン濃度も低くなることが影響していると考えられる。加速器室における平均空気中ラドン濃度は 152 3 で炉室の約 3.5倍の濃度であり、また、人の 8q/m 出入りのほとんどない 22号館の倉庫の平均は 414 3 となった。これは排気設備の稼動及び人の出 8q/m 入りなどが影響していると考えられる。研究所の 1 0箇所における空気中ラドン濃度は R I 棟では 1 3 .5 ' " ' " " ' 4 0 3 8q/ ぽ、原子炉施設では 1l .3 ' " ' " " ' 3 3 、屋外で、22号館では 1 0 .5 ' " ' " " ' 5 2 3 8q/m 70.0 8q/m . 3 ' " ' " " ' 1 8 . 4 8 q / m3の範囲で変動した。は7 R I棟における測定結果は、濃度の差はあるが 3箇所とも同様の変動傾向を示したが、変動中は平均値の約 80%と大きく、また 22号館と原子炉施設については排気が終日稼動していることなどの影響で約 23%であった。. ν. jt. 剣. 。. ; .. 国. 樹 300. •. 図 2 原子炉室におけるラドン濃度の変動. 3. 結果および考察図 1は 7月の約 1週間の R I棟加速器室における空気中ラドン濃度の変動を示したものである。. ~ 400. ︾. [ " E ¥一町田]樹園間λ比小荘厳制. 床面から 5 0 ' " ' " " ' 1 0 0 c mの位置にて内蔵ポンプで、流 / m i nで空気を吸引・捕集し、ラドン壊生成核量 1Q 種の α 放射線を計数する[1]。計数されたカウント数から(1)を用いてラドン放射能濃度を求める。カウント数 -BG ヌ x換算係数 (Bq/m3/cpm) 測定時間 =ラドン濃度 (Bq/m3) ・・・ ( 1 ) 8 G :試料を入れない時のカウント数その際に PYLON 社製の 1 8.5Q容チェンパー (PMT-TE L)及びポータブル放射線モニタ ( A B 5 ) を用いた。ラドンの変動を詳しく知るために測定場所として原子炉施設・ R I棟・ 22号館においてそれぞれ 3箇所及び、屋外で 1箇所の合計 10箇所で測定を行った。. MAX403(Bq/m') MIN 15.HBqlm ' ) AV.152(Bq/m'). 000n0 0o0 876543E1. 2. 測定方法. r 〆ハ f rp. 4. まとめ (臼). シンチセノレ法による原子力研究所の施設における空気中ラドン濃度は、場所により最高 5238q/m3 まで変動し、換気条件及び気象条件等に敏感に反応すると思われる。ラドン濃度経時変動は朝のうちに最大値を示し、夕方から夜にかけて最小値を示した。. (2007年). 図1R I棟加速器室におけるラドン濃度の変動この図から、排気が止まると空気中ラドン濃度は徐々に上がり、設備により排気が盛んに行われることで空気中ラドン濃度が下がる傾向になることがわかる。通常平日においては、排気設備の稼動時間は 7:0 0 ' " ' " " ' 1 7:00で、日曜日には終日換気されていないので空気中ラドン濃度が徐々に増加して飽和. 参考文献 PYLON簡易操作説明書ぺ N .1 .HIGHTECH， [ 1 ]PYLON:“ p p .3-5( 1989). -1 0 9.

(12) 付録 2. 鳥取・三朝温泉地域及び東大阪市における 2 2温度の変動ピコラド法によるラドンー 2 0 4 1 4 6 0 7 0 小林祐貴 (原子力研究所・保健物理学研究室) 区. -unuzunuEUAuzunu 。d q d n， ‘ 。， ‘ . ， 4E. 1 . はじめに (局. E¥町田)樹礎入比小. 人が 1年間に受ける自然放射線による被ばくは世界平均で約 2. 4 mSvと言われている。そのうち半分が空気中のラドン及びトロンの崩壊生成核種などの呼吸による内部被ばくと言われている。 [1]そこで、以下「ラドン」とす自然環境中におけるラドン・ 222( る)濃度の変動を東大阪市と鳥取県三朝温泉地域の空気中および水中について、ピコラド法により測定を行ったので、その結果を報告する。. 1月 3月 5月 7月 9月 1 1月図 1 東大阪市における空気中ラドン温度変動. 2 . ピコラド法によるラドン湿度の劃定方法パッカード社製の活性炭にラドンが吸着しやすいという特性をもっピコラド検出器を用いてラドンの測定を実施した。検出器の蓋を開け、測定場所の 50 " '100cmに 24時間設置した後、液体シンチレータ溶液 (INSTA-FLUOR PLUS溶液)を 1 0 m l添加し、水中濃度はあらかじめパイアル瓶に液体シンチレータ溶液 ( O P T I-FLUOR溶液)を 1 0 m l入れておき、採取し 0 m l添加し、それぞれ蓋を閉め約 1 5秒た試料水を 1 間振とうし、 24時間後に液体シンチレーションスベクトロメータ [Tri-Carb2 2 5 0 C A )( P a c k a r d社製) を用いて測定する。. 3 . 結果および考察 a )空気中ラドン温度 2007年に測定した東大阪市及び三朝温泉地域における空気中ラドン濃度の変動をそれぞれ図 1、図 2に示した。東大阪市における 1年間の平均ラドン濃度は研究室で 6.0Bq/rri'、倉庫で 173.4Bq/ぱ、地上 13m( 屋外)で 3.2Bq/ぱとなった。三朝温泉地域においては、 1 民家で測定しているもので、平均値は屋外で 13.1Bq/r r i ' 、屋内 1階で 50.2Bq/r r i ' 、屋内 2階で 40.7Bq/rri'、浴室で 67.6Bq/ぱとなり、三朝温泉地域の空気中ラドン濃度は東大阪市に対して、屋内で約 7倍、屋外で約 4倍であった。図 2によると、空気中ラドン濃度は浴室を除いて 5 " ' 8月が低く、最高 77Bq/ぱと夏は低く冬は高くなるという傾向を示した。また、三朝温泉における空気中ラドン濃度は 2F、lF、浴室(地下)の順に濃度が高くなり、温泉水中のラドンに影響していることがわかる。これらの値からラドン吸入による 1年間の実効線 .1 8 m S v、三朝温泉地量を算出すると、東大阪市で O 域で1.28mSv となった。世界のラドン吸入による 1 年間の実効線量は平均で1.2mSvなので、三朝温泉地域はほぼ同じ程度で、東大阪市は平均より低いと言える。. 140 ~. 120. 鴫. 60. ミ100 量80 会 40. 、. I 1. 。. 20. 1月 3月 5月 7月 9月 1 1月図2 三朝温泉地域における空気中ラドン濃度変動. b )水中ラドン湿度 2007 年に測定した三朝温泉の水中ラドン濃度の平均値が 203.4Bq/Q，、三朝地域の水道水の平均値が 23.3Bq/ 阜であった。三朝温泉の水中ラドン濃度は三朝温泉の水道水に対して、約 9倍を示した。. 4 . まとめ三朝温泉における空気中ラドン濃度は 2F、 lF、浴室(地下)の順に濃度が高くなっているが、この民家は地下に温泉の浴室があり、温泉水より生成したラドンガスの影響を受けているものだと考えられる。また、夏は低く冬に高くなるという傾向は換気が大きく影響していると考えられる。夏は暑さのため扉や窓を開放する機会が多く、逆に冬は寒さのため扉や窓を開放する機会が少なくなることから外気の流入の多少により影響すると考えられる。三朝温泉におけるラドン吸入による内部被ばく線量評価は年間1.28mSvであった。参考文献 [ 1 ]UnitedNationsScientificCommitteeonthe Effect of Atomic Radiation(UNSCEAR) 2000 Reports Sources and effects o f ionizing radiation， UnitedNations NewYork ( 2 0 0 0 ). 1 1 0一.

(13) 近畿大学原子力研究所年報. Vol .4 5( 2 0 0 8 ). A23. 生菌数モニターを用いた細胞の放射線照射効果の評価に関する基礎研究原子力研究所 0 4 1 4 3ー 064. 山本雅司. [目的 l 生菌数モニターを細胞の放射線照射効果の定量的評価に応用する準備のための検討を行う。簡便で精度のよいオンライン放射線照射効果評価方法を開発することが、この研究の最終的な目標である。 M)の出力を時系列で記録するために GPIB インター I 方法} 生菌数モニター (ABER社 214 u a lB a s i c で作成し、以フェースを介してデーターをパソコンに取り込むプログラムをVis. 下の手順で大腸菌を用いた模擬実験を行った。今回は、放射線を照射する代わりに、ゼオライトを利用した抗菌剤である「ミズカナイト」の作用を評価することとした。大腸菌(野生株 AB115η を 37 " Cのインキュベータ内で LB 培地をもちいて 2日間、浮遊培養した。その際に、異なる量のミズカナイトを投入して培養終了後の大腸菌生細胞濃度(溶液の静電容量)を生菌数モニターにより測定し、比較した。ひとつの条件に対して連続した多数回の読み取りを行い、平均値とそのばらつき(標準偏差)を求めた。 LB 培地自身の静電容量の影響は、別途測定して差し引し、た。. I 結果と考察〕. 図 1に、ミズカナイトの濃度を変化させた場合の、生菌数モニターの大腸. 菌生細胞濃度に関する指示値(相対値)を示す。各データ点のエラーパーは:tlσ(標準偏差) で表示しである。縦軸は生菌数モニターの出力静電容量変化 (p町を電圧単位(v)で、パソコンに取り込んで解析した結果であり、. 07Dec18再評価値イオン交換水 5 0 c c l ; こ大崎萄繕養渡 1 0cc を漬下したときの. その換算係数は 20pFNである。培. 0 . 2. 少している。このことは、ミズカナイトが大腸菌の育成を阻害する効果があることに対応しており、生菌数モニターが大腸菌の生細胞濃度を適. 1 1•. 大闘のみの静電容量 (V)!. 0 . 1 9. 則。。. p 町から 0. 18 1V ( 3 . 6 2P 町に有意に減. M回世間刊開花. により、静電容量値が 0. 189V ( 3 . 7 8. a. mg/cc から 2 mg/cc まで増やすこと. (﹀)坦帳鍍咽勧・$elh市川中指掴川矧. 養液中のミズカナイト濃度を O. 静電容量絹当竃圧の上昇値(稽地の彫響は釜し引いてある). 1 1 T. 争. •. 正に評価していることを示している o 以上の結果は、との評価方法が大腸. 0 . 1 7. o. 菌の放射線照射効果の定量的判定に. 0 . 5. 1 .5. 2. 2 . 5. ミズカナイト漫度 (mg/cc). も有効である可能性を示唆している。図 1 ミズカナイトの濃度を変化させた場合の大腸菌濃度. 'EA Ei 唱. 'ai.

(14) 付録 2. 利尿薬による. A24. 18F-FDGの排池促進. 原子力研究所第 3研究室. 0 4 1 4 3 1 3 3 松永和子. PET診断は、放射性医薬品である 18F-FDG(フルオロデオキシグルコース)を体内に投与して. [目的]. 行う核医学検査である。診断終了後に体内に残存する 1 8 Fからの内部被曝は無用のものであるから、速やかに体外に排世されれば被曝線量低減につながる。本研究では、ラットを用いた動物実験を行い、利尿薬を用いて尿量を増加させることによって 18F-FDGの排植が促進するか否かについて検討した。. [方法] <材料〉茎監盈盈 :Wistar系クリーンラット、雄 ( 6週齢、 1実験群 5匹)、主昆茎:南蛮毛(生薬)、ラシックス(アベンティス社製)、放射性医薬品:18F-FDG( 近畿大学病院にて調整されたもの) (手順〉①利尿薬の経口投与後すみやかに、 18F-FDG( 約 0.5MBq)を尾静脈から静注投与した。利尿. 0時間)、南蛮毛 2回投与 ( 0および 2時間)、ラシックス 1回投与 ( 0時薬の投与は、南蛮毛 1回投与 ( 間)とし、投与量はヒトに対する用量の 1 0倍量とした。②放射線測定時以外は、ラットを代謝ケージに入れ、尿・糞を別々に採取した。③ NaIシンチレーション検出器を用い、 18F-FDG投与後 O時聞から 5時間まで 1時間ごとに放射線を測定し、体内残存量、尿中排世量を評価した。. 1 ) 図 1 の体内残留率の経時的変化では、各群で減少傾向に大きな違いは見られず、実効半 [結果] ( 減期はいずれも 100分強程度であった。 ( 2 )表 1に示すように、各群とも投与後 5時間までに初期投与量の 30%程度を尿中に排世した。また、投与数時間後でも尿中に相当量の 1 8 Fの排植が見られた。 [考察]狩野らは、グルコース類似物質として細胞に取り込まれた 18F-FDG は本来の糖代謝を受けずに細胞内に貯留するとし、ラットを用いた実験で 18F-FDG の血中量は静脈投与わずか 5 分後には. 13.2%となり、その後、 18F-FDG は細胞内から血中に徐々に放出され、そのほとんどは尿中に速やかに排池されることを示した1)。これらのことより、利尿剤により尿量が増加しても 1 8 Fの排 t 世量が増加しなかったこと、投与数時間後経ても一定量の 1 8 F の尿中排世が見られたことが説明できる。これらの結果を被曝低減の観点から考えると、身体各臓器にいったん蓄積した 1 8 Fは徐々にではあるが、血流に再び戻り、尿として勝目光に蓄積する。したがって、. PET検査終了後、適宜水分補給を行い、頻回に排尿することは文献1)狩野ら、核医学呈皇， 467・476( 19 9 9 ) .. 重要であると考えられる。. 1 .2. 表 1 投与後の各時間での 1 8 Fの尿中排世量時間掛 0 . 8 掴. ( h r ). コントロール. 南蛮毛. ラシックス. 1回投与. 1回投与. 銀 0 . 6. 0・1. 3 . 9: t1 .2. 3 . 5: t1 .2. 7 . 6土1.4. 誰 0 . 4. 1・2. 11 .8: t2. 4. 8 . 6: t2 . 3. 5 . 1土1.3. 0 . 2. 2・3. 1 2 . 3: t2. 4. 9 . 1: t2 . 3. 6 . 7: t 1 .4. 3・5. 9 . 2: t1 .6. 7 . 5士1.5. 11 .1+2.7. 37.3: t3 . 9. 28.8土3 . 9. 30. 4 : t3 . 5. E. o. o. 2. 4. 6. 累積. 投与後の時間 (hr). ( 0・5 ). 図 11 8 Fの体内残留率の経時的変化. *数値は、初期投与量に対する割合(%)を表す。 'EA “ ヮ' EA.

(15) Vo l .4 5( 2 0 0 8 ). 近畿大学原子力研究所年報. RI-INESを用いた我が国の放射線事故の解析. A25. 原子力研究所第 3研究室。牛 1 ・ 4 3 ・ 1 3 1 南村桂太 [目的]. 国際原子力機関 (IAEA) 及び経済協力開発機構原子力機関 (OECD 府 FA) は原子力施設の事故・. 故障について国際原子力事象評価尺度(町ES:I n t e m a t i o n a lN u c l e a rE v e n tS回1e)を 1992年に策定した。その後、評価対象を放射線源及び輸送における事故に拡大したlNES評価に関する追加ガイダンスの試行を 2∞4 年に開始し、追加ガイダンス改訂版は 2 ( 胤年に合意されたにれは R I 別ES と呼ばれる)。これに伴. い、日本においても放射線障害防止法に係わる事故・故障等が RI ・別ESにより評価されることとなった。本研究では、日本でこれまでに生じた放射線障害防止法関連の事故・故障を RI-lNES により評価し、事故解析を行った。 [評価方法]. RI ・町ES ユーザーズ・マニュアルに基づき、放射糠障害防止法が施行された昭和 33年から. 平成 1 8年 1 0月までの法令報告対象事故例 1 4 8件について事故尺度の評価を行った。事故例の概要・情報は、「放射性同位元素等事故例J (刊行:原子力安全技術センター)に基づいた。以下に RI ・削ES の概要を記す。 RI ・削ESでは 3 つの基準「施設外への影響J 、「施設内への影響J 、「深層防. )、異常な事象(レベル護の劣化J によりレベノレが評価される。レベル値は、評価対象外、尺度以下(レベル 0 1 ，2，3)、事故(レベル 4，5)と区分され、線量に基づく評価において、被ばく人数が 1 0人を超える場合はレベル ∞人を超える場合はレベルを 2加えることとなっており、レベルの最大値は原子力施設を対象としを 1、1 た場合と同じレベル 7となる。所外への影響、所内への影響とともに、レベル 4すなわち事故とされるのは、「早期死亡またはその可能性j となっており、「急性障害の発生またはその可能性」ではレベル 3 で異常な事象とされる。深層防護の劣化では、線源の紛失、盗難又は輸送物の未回収、身元不明の線源及び輸送物の発見が指標とされ、線棟、の放射能によりレベル値が定められる。 [結果・考察]. 表 1に解析した全 1 4 8件の評価結果を示す。これまでレベル 5 以上の事故は起きておら. ず、レベル 4 の事故が 4件あった。いずれも死亡事故ではなく、被ばく人数が多いためにレベルが上げられたものである。このうち 3件が非破壊検査関係であり、S46，s 47および S54に発生した。これを教訓に装置の構造の改善や教育訓練の励行など規制面の対応が取られ、以降のこの種の事故発生はなくなった。残る l 件は治療装置に関するもので( S 5 6 )、ダミー線源と本線源とを間違ったことによる被ばく事故であった。. 表 1 我が国における財槻源に係る事故例の R I 別ESによる評価結果. 評価対象外. 尺度以下レベル O. 事故. 異常な事象レρ くノレ1. レベル 2. レベル 3. レくノレ4. レベル 5以. f. 上. 24. 72. 3 2. 9. 7. 4. O. (数値は、事故・事象の件数を示す). - 1 1 3一.

(16) 付録 2. A22. エネルギー・環境問題に関する. ジオラマの設計・製作原子力研究所第 1研究室 0 4一1-43ー 0 9 1 西道彩美 [目的] 近年のエネルギー消費の増加に伴うエネノレギー資源の確保やエネルギ一利用による環境問題が顕在化している。この問題の解決のためには国民一人ひとりがエネノレギーや環境問題について考える必要がある。本研究は、特に小・中学生を対象として、エネルギーと環境に関する現状や問題点を認識できる教材としてのジオラマを設計製作することを目的とする。 [方法] エネノレギーと環境の問題についてジオラマで提示するアイテムを決めるため、過去 l 年余分の日本経済新聞と読売新聞からエネノレギーと環境に関する記事を抽出・分析した。また、大阪科学技術館において平成 19 年 7 月にリニューアルされたエネルギ一関連企業が展示しているジオラマやパネル等の展示内容・表示手法の調査を行った。ジオラマの設計にあたっては、縦 1 メートノレ横l.3メートノレ高さ 30センチメートノレのスペースの中で各アイテムを置くこととした。また、これらジオラマの各アイテムに関する解説をパソコンの画面で示すこととした。 [結果・考察]. 1 ) 2 0 0 6年 8月から 2 0 0 7年 1 1 月までの新聞から抽出した記事を、エネルギーについては化石エネルギー、原子力、新エネノレギーの項目に分類し、環境については圏内動向と海外動向に分類し記事の概要を表形式にまとめた。エネルギー関連で、は、石炭、石油、天然ガス、ウラン、バイオエネルギーなどの資源と、原子力、水力、火力、風力、太陽電池などの発電方法に関するものが、また環境関連では、第四次 IPCC報告や COP13 パリ会議の動向、 CO2 排出源として、火力発電所、工場、ビノレや住宅、自動車や飛行機に関する記事が掲載されていた。 2 )既設ジオラマ調査では、原子力発電所などの模型ではボタンを押すと各設備の位置をランプが示し、それに音声の解説が付属しているものが見られ、パネノレについては、化石エネノレギー資源の可採年数、発電方法、地球温暖化のメカニズムなどがマンガを使って作成されていた。しかしながら、バイオマスや自然エネルギーに関する説明や地球環境問題への取組みに関するものは見られなかった。 3 )ジオラマのアイテムとして新聞記事に多く取り上げられていた各エネノレギー資源、各種発電方法、. 環境問題の現状についてエネルギーと環境問題との関連付けも含めて、配置することとした(図 1， 2 )。各アイテムについては実物の約 1 11 0 0 0の大きさとし、押しボタンにより LED ランプ表示できるものとし、また木材、発泡スチローノレを用いて軽量化を図ることとした。パソコンによる解説は、パワーポイントを用いて図・写真の他、新聞記事からの最新情報としてエネノレギー資源の動向、第四次 I P CC 報告、主要国の CO2排出動向や削減目標なども示すこととした。このジオラマは、通常原子力研究所の原子力エネノレギー学習室に展示するが、原子力展や様々なエネノレギー・環境に関するイベントにおいても利用できるものと考える。. ・ a .，・・. ホヨR. 5. m【・<<間"にffT. 居" の伺. <S. 開》. 農. ‘. zaルe-' a z. 石菖. 民凶・. ・・幽 . ，の岡巡 . . . ・の " ・・. . から・の・ . ，.・周( ・ .の・ . ， 1 ， .専の・λ~. . .. λE鍾少》. A. の・事園闘の~.^ ' . a ・・幽・先入 .諸国. λ食. 川. 0. 旦呈旦旦旦且」旦旦旦! . ! ! l .. 図2 . ジオラマ配置概念図. 図 l ジオラマアイテムの検討. -1 14-.

(17) Vol .4 5( 2 0 0 8 ). A29. 近畿大学原子力研究所年報. 人工ゼオライトの抗菌効果および放射線照射による増殖抑制生命倫理学研究室 0 4 1 4 3 1 3 4 岡本悠里. [目的1抗菌剤として重金属イオンは極めて強い殺菌力を持っているが、重金属は人間の細胞にも損傷を与えるなどの有害な面が多い。その中でも人聞や動物細胞には有害ではなく、微生物や大腸菌に対して損傷を与え、殺菌性が有効とされるものとして、銀イオン、銅イオン、亜鉛イオンなどがある。これらのイオンの特性を生かし、無機系抗菌剤として市販されている人工ゼオライトの抗菌力の検証を行い、その抗菌のメカニズムを解明することを目的とした。. [方法] <材料>抗菌剤:亜鉛系抗菌剤(ミズカナイト)、銀系抗菌剤(ゼオミック) 大腸菌:AB1157 (野生株)、 KY1056 (組み換え修復能欠損株)、 KY1836 (除去修復能欠損株)、抗Am p i c i l l i n大腸菌(修復能は野生株と同じ). 試薬:O . 4 % A m p i c i l l i n. 培地 :LB寒天培地、人工ゼオライト含有または塗布寒天培地. ( O. 4 %Ampic 迎1 n含有). <手順>(1)ゼオライトの抗菌作用のターゲット:0.1% 人工ゼオライト(ミズカナイト、ゼオミック). LB培地に DNA修復能の異なる大腸菌 (AB1157、KY1056、KY1836) を塗布して培養し、コロニー数と大きさの観察を行った。包) X線照射による増殖抑制の活性化:O. 4 % A m p i c i l l i n 含有 LB培地に人工ゼオライトを塗布し、培地に X線 (140k ， Y 4m A ， 50， 100 ， 500Gy) を照射した後、抗Am p i c i l l i n大腸菌を塗布して培養し、コロニー数と大きさの観察を行った。 [結果と考察]表 1より、大腸菌の DNA修復能に関わらず生存率に大きな違いはないことから、 DNA 含有. 損傷がゼオライトの抗菌作用のターゲットではないことが推測できた。ゼオライトの存在によってどの大腸菌株にも生存率の低下は見られたが、形成されたコロニーの大きさには、ゼオライトによる有意差が認められなかった。. 5 0 0 G y ) 図 1より、 100Gy以上の線量で X 線照射による大腸菌の増殖抑制が確認でき、線量を増加 ( させると増殖抑制効果は増大した。無機系抗菌剤の抗菌メカニズムとして、大きく①金属イオンの作用と②ラジカルによる作用の 2つが提唱されている。後者は、ゼオライトは多孔性であり、そこにラジカルがトラップされることにより生じると考えられており、今回の実験で見られた線量の増加による抗菌力の増大は、このことを裏付けるものと考えられる。 1 . 2. 表 1:大踊薗の生存率(%). 1 8 7 A81 ミズカナイト. KY1836. . 7 0 z 0 . 4 2 . 4士1.0 0. ーー由.回目『ミ Xカナイト. ......・ぜオミッヲ. KY1056. o. 冊 0 . 8. J I :0.6. 剥. 0 . 4. 0. 2. ゼオミック. 。。. 4 . 7 z 3 . 2 6 63.7z1 .6 5 4 . 8: : t3 . 7. 200. 400. 600. 線量(Gy). 図 1 放射線照射による大腸菌の生存率の変化. 'aA. t u.

(18) 付録 2. A12. D N A二重鎖切断における X R C C 4分子による修復の有無とリン酸化の働き生体機能研究室 0 3-1 4 3 0 6 8 青沼. 智一郎. [目的] DNA二重鎖切断 ( DSB:D ouble S t r andBrake) の非相同末端結合修復において、 DNA -PK が関与するのと同時に、いくつかの分子が複合的に働くことが近年解明されてきている。本研究では、その分子の 1つである XRCC4蛋白に着目し、近畿大学原子炉の中性子線で白血病マウス培養細胞を照射し、 DSBの修復機構を検討した。また、 DSBの修復に関与する XRCC4蛋白の部位、 XRCC4蛋白のリン酸化の役割についても検討を加えた。. [方法] く材料 >マウス培養細胞 :MlO細胞に以下の遺伝子を導入した 4 種類の細胞を用いた。 ①. Ml O ・ CMV(コントロールベクタ ( pCMVl O ・ 3FLAG))、②M l O ・X 4( 正常 XRCC4cDNA)、③ Ml O ・ SlA(リン酸化部位 SlA を変異させた XRCC4cDNA)、④ Ml O ・ S2， 3A (リン酸化部位 S2， 3A を変異させた. XRCC4c DNA)。監査遡:①NU7026(DNApK ) 、 ② wortmannin < A TM， DNAPK， PI3 K )、③ DMSO(コントロールとして) <手 ) 1 慎 > 茎墜よ:近大炉(1W)で細胞を室温にて 2， 4， 6， 8時間照射した。照射後、 0.16%アガロースを含. む RPMI培地に播種し、 1 0日間培養後コロニー数を計数し、生存率 ( S . F . )を求めた。また、電気泳動後、. westernb l o t t i n gし、 XRCC4のクロマチンへの結合を見た。室監g :M10・ CMVと MlOX 4を原子炉 .F. を求め、 w esternb l o t t i ngした。で 4時間照射後、阻害剤を加え、実験 1と同様に S O ・ CMVに比べ MlO・ S2.3Aが低く、 MlO・ Sl A は同程度で、あった。これ [ 結果と考察] (1)生存率は、Ml は、 XRCC4蛋白のリン酸化部位が S2， 3Aに存在することを示している。包)図 1より、 DN A -PKの阻. 4が害剤である NU7026と wortmanninを加えた場合、生存率の低下が顕著であった。これは、 XRCC DN Aの DSBに結合するためには DNA -PKが必須であることを示している。 ( 3 )図 2の wes t e r nbl o t t ing の結果である。 Fr a c t i o nI Vにおいて照射群の位置が若干ずれており、リン酸化の影響を示唆している。. 0. 35. トイ・. E. D 附 O NU7026. ロwortmanni n. 皿. 0. 25 0. 2. F r a c t i on. 孔f. 圃 . 圃 . -圃 .. 0. 1 5 0 .1. 。. *各 F r a c t i o nとも、左から①照射 MlOCMV、. 0. 05. 0・ X4、③照射 MlO・ X4 ②非照射 M1 M10 一CMV ( XRCC4なし). M10-X4 (XRCC4あり). 図 1 阻害剤による生存率の違い. - 1 1 6一. 図 2 :XRCC4のクロマチンへの結合.

(19) Vol .4 5( 2 0 0 8 ). 近畿大学原子力研究所年報. 修士論文. 岩井一朗. 原子炉施設周辺における空間情報システムの構築. 1 1 7.

(20) 付録 2. 原子力施設周辺における空間情報システムの構築 C o n s t r u c t i o no fs p a t i a li n f o r m a t i o ns y s t e ma r o u n dn u c l e a rf a c i l i t i e s. 0 63 3 3 4 0 4 3 1 岩井一朗 ( 放射線計測学研究室) ・. 配信する部分。. 1.はじめに緊急時の原子力防災対策だけでなく平常時においても、一般公衆が正確な情報を取得し、それに応じた迅速な行動をとることは非常に. T技重要である。それを可能にするために I. インユターネット. 術の応用が考えられる。本研究では、平常時の気象や放射線量のような原子力施設周辺の環境情報を提供することと、事故時に原子力施設から大気中に放出された放射性物質の量等の「放出源情報」、「気象情報」および「地形情報」から周辺の放射線量を予測することを目的としている。さらに、予測された放射線量は位置情報を保持しているため、空間情報として効率的に管理す. F ig . 1S y s t em c o n f i g u r a t i on. ることができる。そのような空間情報を地図上に表示すれば、一般公衆がより視覚的に理解しやすい。そこで、 GIS( 地理情報システム)を応用し、地図とともに原子力施設周辺の様々な情報をリアルタイムに配信する Web アプリケーションを構築する。. 2. 内容今回構築したシステムは F i g . lに示されるように、大きく次の 4つの部分から構成される。 ( 1 )気象情報とモニタリングポストで測定された環境放射線量を、インターネット経由で取得する部分。 ( 2 ) 事故時に原子力施設から取得される放出. 源情報と、気象情報、地形情報から 50krn 四方の予測線量を計算する部分。. ( 3 ) PCからシステムにアクセスした場合、環境情報と、予測結果として得られた放射線量分布を、視覚的に理解しやすいように地図と共に表示、配信する部分。 ( 4 ) 携帯電話からシステムにアクセスした場. 合、ユーザの現在地における予測線量を. 2 . 1 インターネットからの情報取得風向、風速、雨量等の「気象情報」は、 Weather Hac k s [] lという Web サービスから. RSS を用いてリアルタイム (1時間毎)に取得する。 WeatherHacksとは、 l i v e d o o r社のサービスでアメダスのデータを配信している。モニタリングポストで測定された環境放射線量は、放射線情報サイトの HTMLページを読み込みパターンマッチングという手法でリアルタイム ( 1時間毎)に取得している。パターンマッチングとは、データを検索する場合に、特定のパターンが出現するかどうか、またどこに出現するかを特定する手法のことである。モニタリングポストの値は、必ず「数値+単位 J となっている。. 2. 2 予測線量の計算 ESS コード [2] 線量の予測計算には、 EXPR を用いる。 EXPRESSコードとは、日本原子力研究所(現.日本原子力研究開発機構)が開発し exp res s -1 (3 次元風速場計算コード)と. ex press2( 濃度・被ばく線量計算コード)から. 1 18 -.

(21) Vol .4 5( 20 08 ). 近畿大学原子力研究所年報. 構成される。原子力施設の事故等により、放. ら位置情報(座標値)を、本システムへ送信す. 射性物質が大気中に放出された場合、その粒子は地形、風向・風速、雨量に影響され拡散. る。その後、システムが予測線量をユーザへ配信するとし、う流れになる。. してし、く。 EXPRESSコードは、それらを考慮して、周辺の放射線量を計算する。各種情報の取得後、 express-l が 3次元風 2が濃度・速場を計算し、その後に express-. 被ばく線量を計算する。 2. 3 P Cでのシステム動作 PCでのシステム使用の場合、予測線量は、 Fig. 2に示されるように、地図上で 500[m]x 500[m]メッシュに 7段階の色をつけて表示さ. れる。その地図には Googl eMapsA P I [ 3 1を用いている。また、システムの表示と一部の処 a x [ 4 1としづ技術を応用している。これ理に Aj. F i g . 3Environmen t a ldosesa f t e rr e a c t or. により、ユーザにスムーズな操作環境を提供. a c ci dentd is p layedonc e l lphone. している。 Ajax とは、JavaScriptの HTTP 通信機能を使って、ユーザ、の操作や画面描画. 3. 結果・考察. などと並行してサーバと非同期に通信を行なう技術である。、 . . . u‘ .. 診畿革、0 ・:$i ; t ! " J 句、，ミ ! J. ド. . ， ' l I ! l‘ . " ， .. ぷ且". rιι~ :-' r 町}叫…. .. ~;.;・. 醤ヨ竺Z 竺」届町. m. 1~問 b:註主守翁防?輩E. 町. ・， . ・・. 亡~空白. ! t. 内網・喝1 ' ; 1 1. ¥ J I < . '. 同. 領"匁~ .. .. ' I 't ' i '同. 様. 、四割慢. T タ'匂. ( . r .. :ð ，~偲 ' ; ' ，. J・ z理k~. み . 、、. . ' ; ; ， . .. 子示司. ! 鴻由記. " ' I f ; ! t 1. 用組1 民主主担!. 戸，ρ. 4 尋できるシステムとなった。. I' . ，. ふらよ官. < ; ' x. せ?ヤ主主竺竺土竺竺ア?と主婦ゴ竺竺三一一一一一一一. ために Ajaxを用いた。 PCでは、GISを応用し地図と共に環境放射線情報を表示したことにより、情報を視覚的、. こでも容易に、現在地における予測線量を取. 人 j . l{I:.;. k. r~~. Se r v l e tを取り入れ、情報を保構築される JSP/ 存するデータベースとしては MySQL を使用した。また、 HTML上の表示を効率的にする. 直感的に理解できた。さらに、携帯電話からの利用も可能としたことにより、いつでもど. 健4. ‘ ヨ， . ，" :1. 本システムの基盤技術は、 Java言語により. しかし、携帯電話への情報配信はテキスト ‘ 可. ー. 略''ól. r•. 土旦旦里主主主j. 帥・~ .・‘駒子市川. での表示のみであり、今後の改良点と考えら. ‘ 島・刷・ e。. れる。. Fig2.Environmentaldosesa f t e rr e a c t o r a c c i d e n tdisplayedonPC. 参考文献. [ 1 ]W e a t h e rH a c k s:. 2. 4 携帯電話でのシステム動作. h t t p: /w e a t h e. r i l v e d o o. rc omJwe a t he r _h a c k s /. 携帯電話でのシステム使用の場合、 Fig. 3. [ 2 ]茅里子政道. ・林隆・石川裕彦・横川三津夫. 小型計. に示されるように、ユーザは現在地における. 算機への導入を想定した実時間大気拡散・被曝評価数値. 予測線量を取得することができる。これには、. 1990. 10 ) 計算コードの開発 (. 携帯会社の GPS 技術を応用している。使用手順として、まずユーザ、が GPS 携帯電話か. [ 3]G o o gl eMapsAPI: h 口p : l / c o d e . g o o gl e . c omJa p i s / m a p s / [ 4 ]A j a x :h t t p :/ / www.xu. lf r / 巴n x m lぇj a x .h t ml. -1 19 -.

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