高速炉基本領域の放射線減衰評価

Radiation attenuation in materials

大谷 暢夫*; 角田 弘和*; 佐藤 理*

Otani, Nobuo*; not registered; not registered

本報告書は、原子炉等に用いられる種々の物質の放射線遮蔽特性を集めたデータ集であり、放射線の減衰が図と簡単なパラメータで示されている。物質中の放射線減衰は、物理的に複雑な過程の結果として現われるものであり、減衰定数の様な簡単なパラメーターで表現する事は不可能であるが、ここでは高速炉等の遮蔽設計の際の参考データとして便利な様に、単純な形の減衰率が種々の物質について求められている。但し、あえて結果を単純な形で表現した為に、数値そのものは計算者の判断を含む参考値であり、本報告書に載せられた数値のみで遮蔽設計を行なう事は危険である。遮蔽特性の評価の一部として、計算コードで使用する計算パラメーターや核定数が、放射線減衰の計算値に与える影響を評価した。又、NEA-CRPの高速炉遮蔽ベンチマーク計算の結果、その他遮蔽計算において発生する問題のいくつかがAppendixにまとめられている。

Neutron and neutron-induced gamma-ray flux attenuations have been estimated in various materials. Fluxes were obtained by one-dimensional transport code, ANISN-W(PNC), with nuclear group constants by RADHEAT-V3 system. Figures and tables representing attenuations in materials are given for fast, intermediate, thermal and total neutron fluxes, secondary gamma-ray flux, neutron does rate, and secondary gamma-ray does rate. Effects of selections of calculational conditions and/or nuclear group constants were also investigated for these radiation transport calculations. Data given in this report will be useful for the rough evaluation of shielding characteristics of structures in FBR plants.