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原子力施設 にお ける回収 ウランの取 扱 による内部 被 ば く評価 に必要 な糞及 び尿 のバイオ ア ッセイ分析 は, ウラ ンや プル トニ ウム の よ うな α線 放 出核種 の吸入 摂取 量 の推 定 に用 い られ, この値 か ら被 ば く線 量 を推定 す る。 そのた め, 精度 の高 い分析値 が要求 され る。 Table 1に 回収 ウラン中に含 まれ るウ ラン同位体 の放 射能 濃度 の例1)を 示 す。ここで は, PWRに お ける燃焼 度 45,000MWD/tUの 条件 で計 算 され てお り, 238Uの 放 射 能濃 度 を1と して規 格化 してあ る。234U, 235U及 び238U 以外 に232Uや236Uが 含 まれ, しか も236Uが238Uの 放 射 能 とほ ぼ同等存在 す る。 同様 に232Uも238Uの 約一割 の 放射能 が存在 する。 その ため, バ イオア ッセ イ試料 中の ウラ ン分析 には, 従来 よ り用い られ て きた232Uを 化学収 率 トレーサ として利 用で きない。 また, 回収 ウランは使 用済 み燃 料 を再処理 した ものであ るた め, 回収 ウラ ンに よる内部被 ば くが生 じた場合 に は, ウラ ンの他 にプル ト ニ ウム, ア メ リシウム, ネプツニ ウム等 もバイオ ア ッセ

Analytical Methods for Bioassay Samples in Order to Evaluate Internal Exposure by Reprocessed Uranium