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論文

Estimation of the activity median aerodynamic diameter of plutonium particles using image analysis

高崎 浩司; 安宗 貴志; 山口 祐加子; 橋本 周; 前田 宏治; 加藤 正人

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1437 - 1446, 2023/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

空気力学的放射能中央径(AMAD)は内部被ばくの評価に必要な情報である。2017年6月6日に日本原子力研究開発機構の大洗サイトのプルトニウム取扱施設において、核燃料物質を収納した貯蔵容器の調査作業中に事故的な汚染が発生し、5名の作業者がプルトニウムを含む放射性物質を吸入した。線量評価のために、いくつかのスミアろ紙と空気サンプリングフィルタをイメージングプレートで測定し、硝酸プルトニウムと二酸化プルトニウムの2つのケースの最小AMADを保守的に推定した。AMADの指定の結果、スミアろ紙の極端に大きな粒子を除いても、塗抹紙からの硝酸プルトニウムの最小AMADは4.3-11.3$$mu$$m、二酸化プルトニウムのそれは5.6-14.1$$mu$$mであった。また、空気サンプリングフィルタからの硝酸プルトニウムの最小AMADは3.0$$mu$$mで、二酸化プルトニウムは3.9$$mu$$mであった。

報告書

燃料研究棟の汚染に係る空気力学的放射能中央径の評価; イメージングプレートを用いたPu粒子径の分析

高崎 浩司; 安宗 貴志; 橋本 周; 前田 宏治; 加藤 正人; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿

JAEA-Review 2019-003, 48 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2019-003.pdf:3.81MB

平成29年6月6日に大洗研究開発センター燃料研究棟の管理区域内において、貯蔵容器の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入した樹脂製の袋が破裂した。室内で作業をしていた作業員5名は半面マスクを着用していたが、5名全員が飛散したPu等のダストで汚染され、体内摂取による内部被ばくが生じた。国際放射線防護委員会は作業者による放射性核種の吸入摂取について、空気力学的放射能中央径(AMAD)の1$$mu$$mと5$$mu$$mの実効線量係数を示しており、内部被ばく線量の評価において、放射性粒子のAMADは重要な情報である。事象発生後に採取した室内のスミヤ試料14枚とPuダストモニタのサンプリングろ紙1枚について、イメージングプレートで測定し、画像解析により室内に飛散したPu等の粒子のAMADを評価した。評価の結果、スミヤ試料からは硝酸Pu塩と仮定した場合のAMADは4.3$$sim$$11$$mu$$m以上、酸化Puと仮定した場合のAMADは5.6$$sim$$14$$mu$$m以上と評価された。また、Puダストモニタの集塵ろ紙については、硝酸Pu塩とした場合のAMADは3.0$$mu$$m以上、酸化Puとした場合は3.9$$mu$$m以上と評価された。

論文

Determination of atmospheric concentration and size distribution of $$^{90}$$Sr using liquid scintillation counting techniques

天野 光

Proc. of the 4th Int. Seminor of Liquid Scintillation Analysis, p.236 - 245, 1991/00

Sr-90は核分裂生成物の中でも長半減期であり、体内に取りこまれると長期間保持され内部被曝線量も大きいので重要な核種である。自然環境中に存在するSr-90について、従来の発煙硝酸を用いた煩雑な分析法のかわりに、陽イオン交換樹脂による化学分離と液体シンチレーション計測法(LSC法)を用いた簡便で精度の高い分析法を開発した。本分析法では、環境試料中にSr-89が含まれていても、$$beta$$線のエネルギー弁別によりLSC法による1回測定でSr-89、Sr-90それぞれ弁別定量できる。本分析法の欠点は、Y-90のミルキングにより定量する方法と異なり、Sr-90濃縮液が水溶液の形で保存できないことである。本分析法を用いて、東海村における大気中のSr-90濃度及びSr-90エアロゾルの粒径分析を測定した結果について報告する。粒径分布の測定結果から呼吸による内部被曝線量評価に不可欠な空気力学的放射能中央径(AMAD)を求めた。

口頭

Potential inhalation dose due to remediation activities in the Fukushima exclusion zone

Tschiersch, J.*; 吉村 和也; Spielmann, V.*; Hurkamp, K.*; 飯島 和毅; 篠永 妙子*; 宮原 要

no journal, , 

吸入被ばく線量は核種の種類や量のみならず、放射性浮遊じんの粒径分布や肺液への溶解性にも依存する。本研究では、除染中の浮遊じんを採取し、これらパラメータ(放射能中央粒径とその幾何平均値、擬似肺液への溶解性)を得た。得られたパラメータとIMBAコードを使用し、ICRP肺モデルによる吸入被ばく線量の計算を行った。本調査で得たパラメータ値とICRPのデフォルト値で計算された吸入被ばく線量を比較し、その不確実性を評価した。

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