Atmospheric dispersion simulations for the assessment of radiological dose to the public; Reassessment of the atmospheric concentration distribution of radioactive materials in the immediate aftermath of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

永井 晴康

Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vo.2; Environmental Effects and Remediation for Restoration, p.37 - 46, 2021/07

東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い、環境中に放出された放射性物質のうち、ヨウ素等の短半減期核種による事故初期段階における内部被ばく線量を評価するために、線量推計に必要となる大気中放射性物質濃度の時空間分布を大気拡散シミュレーションにより再構築した。計算対象核種は、内部被ばく線量への寄与率を考慮して、I, I, Te, Csとし、地上付近の水平方向3km間隔、毎時刻の計算出力から、濃度時空間分布データベースを作成した。

ICRP2007年勧告に準拠する内部被ばく線量評価に用いる実効線量係数(受託研究)

高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫

JAEA-Review 2020-068, 114 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-068.pdf:2.61MB

現在の日本国内の放射線安全規制は、国際放射線防護委員会(ICRP)による1990年勧告の主旨に基づいて制定されているが、ICRPはこれに置き換わる2007年勧告を公開した。そのため、原子力規制委員会の下に設置されている放射線審議会では、最新の2007年勧告の主旨を国内の規制へ取り入れるための検討を進めている。また、ICRPは2007年勧告に準拠する内部被ばく評価に用いる実効線量係数の公開も進めており、内部被ばくの評価法に係る技術的基準の見直しも想定される。現在のところ、作業者や公衆の内部被ばく防護のための濃度限度について、改正に必要な実効線量係数の全ては公開されていない。一方で、既に公開されている実効線量係数については、作業者の内部被ばく防護で重要な核種へ適用されるものも含まれる。そこで、ICRPが平成28年(2016年)から令和元年(2019年)にかけて発刊した「職業人の放射性核種摂取(Occupational Intakes of Radionuclides)シリーズ」のparts2、3及び4に基づいて、新しい実効線量係数及び基本となる線量評価モデルやデータをレビューし、現在の国内における内部被ばく評価法に係る技術的基準からの変更点を調査した。さらに、今後の2007年勧告を踏まえた内部被ばく評価法に係る技術的基準の円滑な改正に供するため、課題等を整理した。

Refinement of source term and atmospheric dispersion simulations of radionuclides during the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

寺田 宏明; 永井 晴康; 都築 克紀; 古野 朗子; 門脇 正尚; 掛札 豊和*

Journal of Environmental Radioactivity, 213, p.106104_1 - 106104_13, 2020/03

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2019.106104

福島第一原子力発電所事故(特に測定値が利用できない事故初期)の公衆の被ばく線量評価には、大気輸送・拡散・沈着モデル(ATDM)シミュレーションによる放射性核種の環境中時間空間分布の再構築が必要である。このATDMシミュレーションに必要な放射性物質の大気中への放出源情報が多くの研究で推定されてきた。本研究では、ベイズ推定に基づく最適化手法により、これまでに推定した放出源情報とATDMシミュレーションの改善を行った。最適化では、新たに公開された大気汚染測定局で収集された浮遊粒子状物質(SPM)分析によるCs大気中濃度を含む様々な測定値(大気中濃度,地表沈着量,降下量)を使用し、拡散計算と測定の比較結果のフィードバックにより放出源情報だけでなく気象計算も改善させた。その結果、ATDMシミュレーションはSPM測定点の大気中濃度と航空機観測による地表沈着量を良く再現した。さらに、最適化放出率とATDMシミュレーションにより主要核種の大気中および地表における時間空間分布(最適化拡散データベース)を構築した。これは、避難者の行動パターンと組み合せた包括的な線量評価に活用される。

Comparison between Monte Carlo simulation and measurement with a 3D polymer gel dosimeter for dose distributions in biological samples

古田 琢哉; 前山 拓哉*; 石川 顕一*; 福西 暢尚*; 深作 和明*; 高木 周*; 野田 茂穂*; 姫野 龍太郎*; 林 慎一郎*

Physics in Medicine & Biology, 60(16), p.6531 - 6546, 2015/08

https://doi.org/10.1088/0031-9155/60/16/6531

現在の粒子線がん治療の治療計画に用いられている簡易的な線量解析では、軟組織と骨の境界等の不均質な領域で線量分布の再現性が低いことが知られており、より高精度なモンテカルロ計算による治療計画の実現が求められている。そこで、現状のモンテカルロ計算による線量解析で、治療に即した状況での精度を検証することを目的として、生体物質中での線量分布を実験により比較検証した。具体的には、生体物質として骨付き鶏肉を用意し、これを挿入した容器の背後にPAGATゲル線量計を配置し、炭素線ビームを前方から照射することで、不均質な生体物質を通り抜けた炭素線によってゲル線量計内に形成される複雑な線量分布の比較を行った。シミュレーションではCTイメージから再構成された生体物質を含む実験環境を模擬し、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて炭素線の輸送を計算することで、ゲル線量計内の線量分布を導出した。その結果、実験での炭素線の飛程端が作る複雑な線量分布の構造について、シミュレーションにより2mm程度の違いの範囲でよく再現できることを示した。

Examination for neutron dose assessment method from induced sodium-24 in human body in criticality accidents

高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04

https://doi.org/10.3327/jnst.42.378

臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。

Study of particle size distribution and formation mechanism of radioactive aerosols generated in high-energy neutron fields

遠藤 章; 佐藤 薫; 野口 宏; 田中 進; 飯田 孝夫*; 古市 真也*; 神田 征夫*; 沖 雄一*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 256(2), p.231 - 237, 2003/05

https://doi.org/10.1023/A:1023925031655

高エネルギー中性子場で発生する放射性エアロゾルの生成機構を解明するために、DOPエアロゾルを浮遊させたアルゴン及びクリプトンガスを45MeV及び65MeVの準単色中性子ビームを用いて照射し、生成されるCl, Cl, Br 及び Br エアロゾルの粒径分布を測定した。生成される放射性エアロゾルの粒径分布に対して、添加するDOPの粒径,照射に用いる中性子ビームのエネルギーの影響,また、生成される核種による粒径分布の違いを検討した。その結果、実測された放射性エアロゾルの粒径分布は、中性子照射による核反応で生成された放射性核種がDOPエアロゾルの表面に付着するモデルを用いて解析できることを明らかにした。

OSCAAR calculations for the Iput dose reconstruction scenario of BIOMASS theme 2

本間 俊充; 松永 武

JAERI-Research 2000-059, 63 Pages, 2001/01

JAERI-Research-2000-059.pdf:2.36MB

本研究書は、日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2イプート線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである。このシナリオはチェルノブイル事故で高汚染したロシアのブリアンスク地域の河川流域と農作地帯におけるCsの汚染を扱ったものである。このシナリオ解析は、OSCAARの長期被曝経路モデルの実測データによる検証及び各評価モデルに関連した不確実さの主たる要因の同定に用いられた。OSCAARの長期被曝経路モデルは、回答を求められた多くの農作物あるいは自然食品中の10年間にわたるCs濃度の再評価に大方成功した。しかしながら、Csの土壌下方への移行のモデル化は依然として十分ではなく、長期の食物汚染の予測には、植物が利用可能な形態の土壌セシウムの時間変化を予測するより詳細なモデルが必要である。

Development of dose assessment code for accidental tritium releases

横山 須美; 野口 宏

Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 5 Pages, 2000/05

核融合施設等から大気中にトリチウムが放出された場合の公衆被ばく線量を評価するためのコードを開発した。本コード(ACUTRI)は、トリチウムガス(HT)及びトリチウム水(HTO)に対する線量を計算することができる。ACUTRIは、環境中トリチウム移行モデルや線量計算モデルからなり、日本の気象指針と整合性のとれた評価が可能である。このACUTRIを用いて予備解析を行った。その結果、HTO放出に対して統計的な手法により、最大の空気中トリチウム濃度を求めたところ、降雨期間を考慮した場合と考慮しなかった場合では、降雨期間を考慮した方が大きな値となった。一方、累積出現頻度が97%になる空気中濃度については、降雨期間を考慮した場合もしなかった場合も同程度であることがわかった。さらに、HTガス短期間放出実験の結果とACUTRIの計算結果を比較したところ、保守的かつ合理的に線量を評価できることが確認できた。

A Study of actinide decay chains on the environmental effect of a geologic disposal of rock-like oxide fuels and uranium-plutonium oxide fuels

木村 英雄; 高野 秀機; 室村 忠純

Journal of Nuclear Materials, 274(1-2), p.197 - 205, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(99)00045-8

環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

事故時に放出されたトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードの開発

野口 宏; 横山 須美

KURRI-KR-30, p.204 - 209, 1998/00

わが国における核融合施設に対する安全評価法の検討に資するため、事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードを開発した。本開発では、線量評価に影響するトリチウム特有の環境中挙動をモデル化すること、従来の原子力施設に対する安全評価法、特に気象指針との整合性を図るため、統計気象計算ができることなどを考慮した。本講演では、コードの概要、解析結果、検証結果などについて発表する。