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浅野 芳裕; 笹本 宣雄
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, p.4_582 - 4_585, 1996/04
現在、日本では大型放射光施設SPring-8を原研、理研共同で建設している。このSPring-8施設のビームラインで得られる放射光ビームは、かつて存在しなかった程の大強度、高輝度が得られると予想され、従って安全設計上も充分な検討を必要とされる。現在、我々は、モンテカルロコードEGS4、ITS3.0を用いて、詳細設計計算を実施しており、また、放射光ビームライン遮蔽設計計算コードSTAC8、点減衰核コード等のG33等を用いて、設計計算を行っている。これらから得られた知見は、ヨーロッパのESRF、USAのAPSなど、第3世代放射光施設に役立つと思われる。現に、SLAC及びAPSなどの担当者から問合せ等があり、議論を進めている。これらのことについて、放射線防護の最大の国際会議である上記会議において報告する。
吉澤 道夫; 山口 恭弘
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.41 - 43, 1996/00
ICRUは、個人線量計校正のための基準量として、ICRUスラブ線量当量(ICRU組織等価物質でできた30
3015cmのスラブファントムの中心軸上深さdmmにおける線量当量)を勧告した。校正実務のためには、中性子フルエンスからICRUスラブ線量当量への換算係数Hsl(d,
)/
が必要である。この換算係数に関する勧告は少ないので、換算係数の信頼性を向上させるためには、異なる手法と核データを用いた計算を行う必要がある。そこで、モンテカルロコードMCNP-4とJENDL-3.1に基づく断面積ライブラリを用いてHsl(d,)/を計算し、他の計算結果と比較した。その結果、手法と断面積ライブラリが異なっても、値は15%以内で一致することがわかった。また、最近再評価された中性子線質係数が換算係数に及ぼす影響、及びファントムのサイズを変えた場合の換算係数の差異についても明らかにした。
間辺 巖; 富居 博行
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.350 - 352, 1996/00
JPDRの解体では機器の構造、材質そして汚染レベル等を考慮した種々の切断工法が試みられた。特に、高汚染機器の解体には遠隔制御による水中プラズマ切断が行われた。原子炉解体時の空気汚染を評価するには、各種切断工法のエアロゾル飛散率が重要となるが、これまで明確に示されていない。JPDR解体時に気中、水中切断で発生するエアロゾルの特性測定を行い、作成した空気汚染評価モデルを用いて各種パラメータを決定した。モデルは切断時に発生する放射能に対し、気中や水中への飛散率と、室内での沈降、換気量から放射能濃度を求めるものである。水中切断時のエアロゾルは気中に対し、より大きな粒径のものが捕捉され飛散率は水深に連れて指数凾数的に減少した。取得したパラメータや評価モデルは将来の商用炉の解体時の空気汚染予測や、合理的な解体工法の立案に有用となる。
加藤 正平; 梁瀬 芳晃; 本多 哲太郎*
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.354 - 356, 1996/00
原子炉の解体では大量の極低レベルコンクリート廃棄物が発生する。コンクリート廃棄物の浅地中処分の安全性評価においては廃棄物からの核種の浸出が重要であるが、廃棄物形状が様々であり、浸出評価モデルとそれに用いる拡散係数等のデータはほとんど無い。本研究は拡散係数と分配係数の測定、3種類のモデルによる浸出量の計算及びモデル間の評価を目的として行い次の結果を得た。(1)放射化コンクリートからの核種の浸出性はCa
CsCoEuの順である。(2)平衡モデルで評価した粒状コンクリートからの浸出量は全量漏洩モデルで評価した結果の4~5桁も小さい。(3)平衡モデルでの浸出量評価で、浸出の分配係数を用いた結果は吸着の分配係数を用いた結果より1桁小さい。(4)ブロック状の廃棄物を拡散モデルによって計算した浸出量は全量漏洩モデルで評価した浸出量より、CoとCsで5桁以上小さい。
大石 哲也; 吉田 真; 水書 利雄; 須郷 高信
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.44 - 46, 1996/00
通常用いられているダストモニタの校正線源は、放射能層とバッキング材から構成される。しかし、実際のろ紙は
線を透過するため、ろ紙後方の構造物により散乱された線が検出器の計数効率に影響を及ぼすと考えられる。この影響を考慮して検出器の校正を行うため、イオン交換膜線源を適用してろ紙模擬線源を作製した。これまでに、この方法で作製した
Coおよび
Cs線源について、その特性を評価した。今回はさらに、
Sr+Yろ紙模擬線源を作製し、線源の自己吸収、放射能の離脱、後方散乱の影響等の特性を評価した。これらの評価から、本線源を用いて検出器の校正を行うと、管理対象核種が特定できる施設においてはより現実的な校正が可能となることを確認した。
半谷 英樹; 水下 誠一
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 2, p.498 - 500, 1996/00
原子炉事故の初期には、他の放射性核種とともに、
I、
I、
I、
I、
I等を含んだ放射性ヨウ素が放出され、これらが甲状腺に沈着することによる甲状腺被ばくが公衆の主要な被ばくとなる。この甲状腺ヨウ素のモニタリングには、NaI検出器や時にはGMカウンタが用いられるが、これらの測定器を精度よく校正するためには、より精密なモニタリングシステムが必要である。今回、この目的に適合するように、エネルギー分解能のよい高純度Ge半導体検出器(HP Ge)を用いた甲状腺ヨウ素モニタリングシステムを開発した。本発表では、システムの概要、付随するコリメータの感度特性および精密型頸部ファントムとオリンス型頸部ファントムを用いた校正実験の結果について報告する。
木名瀬 栄; 山口 武憲
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.583 - 585, 1996/00
JRR-3Mにおいて、漏洩する超低周波電磁波(ELF)及び超長波電磁波(VLF)を測定し、IRPA/INIRCの暫定指針(1989)及び郵政省電波防護指針(1990)の電磁波曝露限界値と比較検討した。また、パワーエレクトロニクス等について、PSPICEコードを用いコンピュータシミュレーションを行い、電磁波の発生源を調査した。
浅野 芳裕; 笹本 宣雄; 中根 佳弘; 中島 宏; 坂本 幸夫; 田中 俊一; 波戸 芳仁*; 伴 秀一*; 平山 英夫*; 成山 展照*
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, p.4_253 - 4_255, 1996/00
低エネルギー光子に対するガラス線量計の応答特性を放射光ビームを用いて求めた。用いたガラス線量計は東芝ガラス(株)製403D型である。従来、ガラス線量計の低エネルギー光子に対する応答特性は不明であったのを、正確に同定するとともに、X線発生装置を用いたISO方式では、約1割程の誤差を生ずることを示した。また、ITS3.0モンテカルロコードを用いて、実効的なガラス線量計の読み出し範囲を明らかにするとともに、改良型EGS4モンテカルロコードとも比較計算を行い、良好な結果を得た。このことにより、大型放射光施設SPring-8でも、ガラス線量計を個人線量管理用として採用できることを(低X線光子に対して十分な感度を持つことから)実験的に明らかにした。
高橋 史明; 清水 滋
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 4, p.215 - 217, 1995/00
線測定器の応答にはエネルギー依存性があるため、校正場のエネルギー分布は明確にされる必要がある。特に、校正場における散乱線の寄与の評価は重要となる。本試験では、原研放射線標準施設棟内の線校正場において、NaI(Tl)シンチレーション検出器を用いて波高分布測定を実施した。測定結果についてはアンフォールディングを行い、照射線量率単位で校正場の光子エネルギー分布を評価した。シャドウコーンの使用により、散乱線を発生源で分割した。分割された散乱線についても同様に光子エネルギー分布を評価した。EGS4コードを用いたモンテカルロ計算を実施し、測定結果との比較を行った。この結果、線校正場における光子エネルギー分布が明確になり、線測定器のレスポンスのより高精度な評価が可能となった。