高速実験炉「常陽」燃料製造工程における中性子スペクトル測定

Neutron spectrometry in the MOX fuel fabrication process for the experimental FBR Joyo

Yoshida, Tadayoshi; Tsujimura, Norio; Sagawa, Naoki; Shoji, Shigeru

MOX燃料製造施設では、Pu同位体による自発核分裂中性子と、 $^{238}$ Pu等からの粒子と $^{18}$ O等との(,n)反応による中性子に対する放射線管理が必要である。中性子線量計のエネルギー特性を考慮したうえで、作業場に適した線量計の選定や、必要に応じて補正等を実施するためには、作業場の中性子スペクトルを把握することが重要である。そこで、原子力機構核サ研のプルトニウム燃料第三開発室(Pu-3)において、平成19年3月より製造を開始した高速実験炉「常陽」Mk-3第2次取替燃料の製造工程20地点における中性子スペクトルの測定を実施した。

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使用言語	:	Japanese
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発表会議名	:	日本保健物理学会第42回研究発表会
開催年月	:	2008/06
開催都市	:	宜野湾
開催国	:	日本
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使用施設	:	プルトニウム燃料製造施設
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登録番号 : BB20080109
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