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松嶌 聡; 林 宏一
no journal, ,
トリチウム諸課題検討ワーキンググループでは核融合原型炉の開発に伴うトリチウム諸課題検討を行っている。本件は、当該ワーキンググループでの環境中トリチウムの規制目標の整理や施設内の規制目標の考え方の検討に資するため、一般的な軽水炉と比較してトリチウムの生成量が多い重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉の原型炉である「ふげん」におけるトリチウムの放出管理の実績と一般公衆の被ばく評価例を説明する。