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Measurements of activation cross sections for waste management assessment in fusion reactors

核融合炉における放射性廃棄物評価のための放射化断面積測定

池田 裕二郎; D.L.Smith*

Ikeda, Yujiro; D.L.Smith*

D-T中性子による核融合炉構成材の放射化の問題は、炉停止後の線量、崩壊熱、放射性廃棄物評価で基本的であり、特に長寿命放射性核種生成は長期に渡る廃棄物処理のシナリオ作成上重要である。IAEA-CRPとして過去5年間の活動として放射化断面積の精度が飛躍的に向上した。本論文は、関連する断面積の測定に係わる技術的な取組みとこれまで世界各国の主要な専門家によって得られた実験データの現状をレビューするとともに、特に重要な14MeV中性子放射化断面積測定で中心的な貢献をした原研FNSにおける成果を中心に紹介する。本論文は、上記会議の特別セッション「核融合炉のための核データ」の招待講演として発表するものである。

no abstracts in English

使用言語

 :

English

掲載資料名

 :

Fusion Technology

巻

 :

30

号

 :

3(PT.2B)

ページ数

 :

p.1190 - 1196

発行年月

 :

1996/12

発表会議名

 :

12th Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy

開催年月

 :

1996/06

開催都市

 :

Reno

開催国

 :

U. S. A.

キーワード

 :

Activation Cross Section; Long-lived; Fusion Reactor; Waste Management; IAEA-CRP; 14MeV Neutrons

特許データ

 :

PDF

 :


論文URL

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研究データの公開先DOI

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使用施設

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広報プレスリリース

 :

論文解説記事
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