Remarks on KERMA factors in ACE files

ACEファイルのKERMA係数に関する意見

今野 力  ; 落合 謙太郎; 高倉 耕祐; 佐藤 聡

Konno, Chikara; Ochiai, Kentaro; Takakura, Kosuke; Sato, Satoshi

核発熱定数KERMAは核解析において核発熱を算出するためのレスポンスデータとして使われている。KERMAは核データライブラリに含まれているわけではなく、モンテカルロ輸送計算コードMCNPで使われる炉定数ACEファイルに入っており、核データライブラリの中の全ての反応の断面積データをNJOYコードで処理して導出される。多くの人はこれらのデータを疑いもなく使っているが、ACEファイルに入っているKERMAデータは必ずしも正しくないことはほとんど知られていない。そこで、われわれは、最新の核データライブラリJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.1.1等の公式のACEファイルに入っているKERMAデータを調べた。その結果、多くKERMAデータは必ずしも正しくないことを明らかにした。

KERMA (Kinematic Energy Release in Material) factors are used as response data in order to obtain nuclear heating in nuclear analyses. These data are not directly included in nuclear data libraries and they in ACE (A Compact ENDF) files for the Monet Carlo radiation transport code MCNP are deduced from cross section data for all the reactions in nuclear data libraries with the NJOY code. Many peoples use these data unquestioningly, but little is known concerning fact that most of these data are not always correct. Thus we have examined KERMA factors in the latest official ACE files; those of JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.1.1, etc. It is found out that a lot of KERMA data in the official ACE files of JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.1.1 are not always correct.