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本間 俊充; 外川 織彦; 飯嶋 敏哲*
EUR-13013-2, p.1049 - 1063, 1991/00
原子炉の確立論的安全評価研究の一環として、事故時における環境への放射線影響を総合的に評価するための計算コードシステムOSCAARを開発している。このシステムはいくつかの計算コード及びデータベースから構成され、放出源情報を使用して核種の環境における移行、早期及び長期の被爆線量分布、防護対策による被爆低減効果、放射線による身体的影響が推定される。本報告では、OSCAARコードシステムの開発の現状と使用しているモデルの概要を紹介する。
小林 定喜*; 藤元 憲三*; 内山 正史*; 岩崎 民子*; 中村 裕二*; 土居 雅広*; 加藤 寛夫*; 清水 由起子*; 青山 喬*; 米原 英典*; et al.
EUR-13013-2, p.817 - 828, 1991/00
原子炉事故時の放射線被曝に起因する日本人の健康影響を推定するためのモデルを開発した。これらのモデルは主にNUREG/CR-4214の健康影響モデル及び広島・長崎の原爆被曝生存者の疫学調査から得られた情報に基づいている。対象とされた健康影響は、(1)骨髄、肺、胃腸管、中枢神経系、甲状腺、皮膚及び生殖腺に対する早期影響、(2)白血病、並びに乳房、肺、甲状腺、胃腸管、肝臓、膵臓、膀胱、精巣、卵巣、子宮及び皮膚の癌を含む晩発性影響、(3)子宮内被曝による発達異常及び晩発生影響、である。本報告では、開発した健康影響モデルの概要及び今後の課題等を紹介する。
外川 織彦; 本間 俊充; 緑川 勇二*; 飯嶋 敏哲
JAERI-M 88-019, 48 Pages, 1988/02
ソ連チェルノブイリ原子力発電所が我が国へもたらした放射線影響を評価するため、我が国における個人線量の最大値及び集団線量を推定した。
今井 和彦; 茅野 政道; 石川 裕彦; 甲斐 倫明; 浅井 清; 本間 俊充; 日高 昭秀; 中村 康弘; 飯嶋 敏哲*; 森内 茂
JAERI 1297, 75 Pages, 1985/10
原子力施設の事故の際に環境中に放出される放射性物質からの被曝線量を予測計算して、緊急時の防災対策に役立てるための情報を提供する計算コードシステムSPEEDIを開発した。SPEEDIは、2つのサブシステムに区分され、パフモデル、ガウスプルームモデルによる迅速簡易計算と、統計を用いた風の予測および質量保存則を満たする次元風速場計算をもとに、複雑地形上での移流拡散をランダムウォーク法とPICK法との組合せたモデルによってより現実的な被曝線量計算を行なう詳細計算の2つから構成される。本報告では、各計算モデルのほかSPEEDIの構成および機能について述べる。さらに、拡散モデルの野外実験および風洞実験との比較について述べ、モデルの性能、その他システムとしての実用性について入力データおよび運用方法の点などから論じる。
日高 昭秀; 飯嶋 敏哲
保健物理, 20, p.33 - 42, 1985/00
放射性雲からのガンマ線による外部被曝は重要な被曝経路である。しかし外部被曝線量の計算には、従来計算時間がかかる多重数値積分が用いられ、高速計算機が発達した今日でも計算時間短縮が課題となっていた。このため原研では、ガウス分布型プルームモデルを用いてあらかじめ計算された規格化線量を内外挿することにより、外部被曝線量を迅速に計算するコードAIRGAMMAを作成した。規格化線量は風速1m/s、1Ci/hで放出された時の線量として定義される。本コードは拡散物質の減衰及び沈着を近似的に補正して被曝線量を計算する。しかし放出建屋や混合層の拡散への影響は無視する。1線量の計算時間はFACOM380計算機で2msec以内である。規格化線量の内外挿による誤差はほとんどの場合2%以内である。本コードは原子炉の平常運転時の線量評価にも使用することができる。
茅野 政道; 石川 裕彦; 甲斐 倫明; 本間 俊充; 日高 昭秀; 今井 和彦; 飯嶋 敏哲; 森内 茂; 浅井 清; 中村 康弘; et al.
JAERI-M 84-050, 80 Pages, 1984/03
緊急時環境線量情報予測システムSPEEDI(System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)について報告する。原子力施設の事故時に大気中に放出された放射性物質の濃度やどれによる被曝線量を、放出源情報と実際の気象条件から計測することは、防災対策上極めて重要である。SPEEDIはこの目的のために開発された計算システムである。この種システムの開発は、原子力安全委員会の「環境放射能安全研究年次計画」に従って原研を中心におこなわれている緊急時関連の環境安全研究のひとつの項目となっている。昭和55年に調査を、開発は昭和56年に着手し、57年度に第1、第2版を、実用規模に達したと考えられるので、その成果を簡単にまとめて報告する。
飯嶋 敏哲; 山口 勇吉; 本間 俊充; 日高 昭秀; 宮永 一郎
IAEA-CN-42/289, p.499 - 508, 1983/00
わが国において稼動中及び建設中のBWR(17基)及びPWR(15基)から放出される放射性気体廃棄物による国民線量を推定した。推定にあたり、希ガス、ヨウ素の年間放出量には安全審査で見積られた値を使用、トリチウム,炭素-14の放出量は国連科学委員会の基準化放出量を基に想定した。また粒子状放射性物質の放出も考慮した。重要と考えられるすべての被曝経路について求めた国民線量は、多くの仮定を用いているが1000man・rem/yを下回る。そのほとんどは希ガスの寄与である。この結果を基に、現在稼動中のLWRの放出実績から現実の国民占領を推定した。さらに今後建設が予定されているLWRによる国民線量の増加分を検討した。また国連科学委員会の推定結果と比較し、わが国の国民線量の特徴を論じた。
飯嶋 敏哲; 白石 忠男
JAERI-M 8481, 163 Pages, 1979/10
原子力委員会は、軽水型発電炉起因の環境中被爆線量を「実用可能な限り低く(ALAP)」を保つことを目標に、昭和50年から52年にかけて3つの指針を定めた。われわれはこれらの指針の策定を様に、指針の示すモデルに従って被爆線量を総合的に評価する計算コードANDSEを開発した。本報告ではANDOSEが用いている放出源、放射性物質の環境中移行、線量計算に関するモデル、ANDOSEの構成、機能、使用方法を記述する。
飯嶋 敏哲
放射線科学, 22(8), p.151 - 157, 1979/00
現在原子力の主役となっている軽水炉1基が環境中へ放出するトリチウムの量は,加圧水型炉(PWR)で年間10
~10
Ci(1),沸騰水型炉(BWR)で年間10~10Ci(2)と報告されている。わが国には約30基の軽水炉が稼動中であるから、国全体では年間約2
10
Ciのトリチウムが環境中へ放出されるという計算になる。Burger(3)はいろいろのタイプの原子炉が生成するトリチウムの量を表1のようにまとめているが、これによるとPWRでは放出量の約10倍,BWRでは約100倍のトリチウムが炉内に残っている。Rohwer等のレポート(4)には,軽水炉のトリチウム年間生成量が西暦2000年頃には1.510
Ciに達することが紹介されている。炉内に残存するこれらトリチウムは燃料再処理施設に送られ,回収処理が特別に行わなければ環境中へ放出される。Rohwer等の紹介では,ウラン年間処理能力1500 metric tons規模の再処理施設から放出されるトリチウムは約5.810
Ci/yである。
吉田 芳和; 飯嶋 敏哲
保健物理, 12(2), p.117 - 126, 1977/02
発電用軽水型原子炉施設の基本的設計段階における平常運転時の被曝線量の算出に必要な標準的な計算モデルとパラメータなどを定めることを主目的として、「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」
が、原子力委員会、原子炉安全技術専門部会で作成され、51年9月28日に原子力委員会で決定された。ここでは、評価指針作成の考え方と特長、被曝評価の経路と評価対象について述べるとともに、その要点を主として評価指針に付録されている解説を引用し紹介する。
