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眞田 幸尚; 根本 誠*; 鈴木 敬*; 川井 啓一*; 百瀬 琢麿
Proceedings of 12th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-12) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/10
東海再処理施設における臨界警報装置更新に際し、検出器の配置位置を再設計した。設計のための最小臨界事故時の線量評価の結果から、保守的な設計条件を設定した(
線検出器; 機器からの距離10m以下、140cm以下のコンクリート遮へい; 中性子検出器; 機器からの距離15m以下、60cm以下のコンクリート及び鉄遮へい)結果的に検出器は7個所設置することとした。本設計を実際の更新工事に反映した。
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 布宮 智也*; 青山 敬*
Proceedings of 12th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-12) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/10
中性子個人線量当量(H
(10))測定器を新たに開発した。本測定器は、減速材付中性子線量当量率モニタの一部と入射角度依存性を調節するためのボロンポリエチレン遮へいからなる。感度特性がH(10)のエネルギー依存性と入射角度依存性に合致するようモンテカルロ計算により詳細構造を設計した。単色中性子場及び
Cf減速中性子校正場での中性子照射試験から、本測定器が優れた特性を有していることを確認した。実際の作業場で中性子個人線量計のフィールド実験を行う場合に、当該場所における基準中性子線量当量を決定することができる。
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵; 布宮 智也*; 青山 敬*
Proceedings of 12th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-12) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
二個のシリコン半導体検出器からなる電子式中性子個人線量計の性能評価試験を実施した。試験は、Cf中性子線源と減速材を組合せて作成した減速中性子校正場で行われた。その結果、個人線量計による中性子線量当量の指示精度は-30%
+10%であることがわかった。
高原 省五; 本間 俊充
Proceedings of 12th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-12) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
移転は、長期的な放射線防護措置の一つであり、環境中へ放出された放射性物質の影響を低減するために実施される。従来、移転の最適化では、移転対象となる住民の便益(移転で回避できる線量)と移転費用が着目されてきた。しかし、移転が実施されるような長期的な被ばく状況では、移転の終了後に汚染地域へ復帰した住民や、移転対象ではないが汚染地域に生活する住民も継続的に被ばくを受けているため、これらの健康影響も考慮して移転の実施を検討しなければならない。本研究では、こうした影響も考慮し、移転の導入及び解除に関する最適な基準を検討した。各住民の被ばく線量は、確率論的事故影響評価手法を用いて計算し、ソースタームには一般的なレベル2 PSAの結果を用いた。
保田 浩志*; 佐藤 達彦; 寺門 正人*
Proceedings of 12th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-12) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
航空機搭乗時の宇宙線による被ばく線量(航路線量)を詳細な航路情報に基づいて計算するために、マイクロソフトEXCELのVBA機能を利用した個人ユーザー向けの航路線量計算プログラムJISCARD-EXを開発した。JISCARD-EXは、2つの空港とフライト年月日を指定すれば、その航路上の被ばく線量率を、原子力機構で開発した大気圏内宇宙線スペクトル計算モデルPARMAを利用して計算し、その結果を自動的に集約するプログラムである。本プログラムは、放射線医学総合研究所のホームページより一般に公開される。
石森 有
Proceedings of 12th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-12) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/10
この論文の目的は、鉱山跡地から放出されるラドンの環境影響を評価するために、日本原子力研究開発機構(原子力機構)で使用している技術の現状について、レビューすることである。施設からのラドンの影響は2通りの手法により原子力機構で評価される。つまり環境監視と拡散モデルの使用である。原子力機構の環境監視計画は基本的にラドンの受動的な監視と平衡係数の能動的な監視から成り立っている。保守的な評価の観点から、ガウス分布を仮定したプリュームモデルを施設からのラドンの影響を計算するために使用している。われわれのアセスメントは、環境監視と拡散モデルの使用の両方とも、ウラン鉱山跡地に起因する実効線量は施設の外側において、公衆の実効線量の限度である1mSv/yを超えないことを示した。これらの結果は、補助的な調査によって補強された。
