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核燃料サイクル施設の廃止措置安全評価コードの開発

Development of safety assessment code for decommissioning of nuclear cycle facilities

向井 雅之 ; 島田 太郎 ; 田中 忠夫 ; 助川 武則; 中山 真一 

Mukai, Masayuki; Shimada, Taro; Tanaka, Tadao; Sukegawa, Takenori; Nakayama, Shinichi

核燃料サイクル関連施設の廃止措置における作業者及び公衆の被ばく線量を評価するためのコードを、原子力機構で開発した原子炉施設を対象とした安全評価コード(DecDose)をベースとして開発した。核燃料サイクル関連施設に特有な事象を検討し、作業工程,対象核種,被ばく経路について改良した。本コードにより、ウラン濃縮施設を対象とした試計算において施設特有な事象を被ばく線量に反映させた評価が可能となった。

A code for evaluation of exposed doses for public and workers by decommissioning of nuclear cycle facilities was developed based on DecDose code which was developed by JAEA and intended to assess safety of decommissioning for atomic power reactors. We discussed on characteristic aspects particular to the nuclear cycle facilities and improved DecDose on the subject of operation process, target nuclides, and exposure pathways. Evaluation result by the developed code applied on a trial basis to uranium-enrichment factory was reasonably reflected the particular aspects of the nuclear cycle facilities in exposure doses.

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