Development of Computer Code for Public Exposure Dose Calculation on the Site after Facility Dismantling
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- Shimada Taro
- Japan Atomic Energy Agency
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- Uno Yuichi
- JNMCC
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- Tanaka Tadao
- Japan Atomic Energy Agency
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- Nakayama Shinichi
- Japan Atomic Energy Agency
Bibliographic Information
- Other Title
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- 廃止措置終了後の敷地利用線量評価コードの開発
Abstract
原子力施設の解体後、敷地が解放され再使用されることが想定される。規制当局によって設定される年間基準線量に相当する核種別土壌濃度を被ばく線量評価によって算出することが求められる。本研究ではクリアランスレベル算出のために原子力機構が開発したPASCLRコードを、敷地の再使用シナリオに合わせて、評価できるよう改良した。特に、土壌表面に放射性核種が残存することを想定し、外部被ばく及び再浮遊粉じんの吸入摂取等の被ばく経路について詳細な評価条件を与えられるようにした。その結果、Co-60を主要核種とする場合、被ばく線量の8割以上が土壌表面に沈着したCo-60からの直接放射線による外部被ばくで占められることが確認された。
Journal
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- Proceedings of Annual / Fall Meetings of Atomic Energy Society of Japan
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Proceedings of Annual / Fall Meetings of Atomic Energy Society of Japan 2009f (0), 739-739, 2009
Atomic Energy Society of Japan
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Details 詳細情報について
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- CRID
- 1390001205721924608
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- NII Article ID
- 130007032404
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- Text Lang
- ja
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- Data Source
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- JaLC
- CiNii Articles
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- Abstract License Flag
- Disallowed