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研究施設等廃棄物の放射能インベントリ評価に用いる中性子束計算ツールの整備

Development of calculation tool of neutron flux used for evaluation of radioactivity inventory in radioactive waste generated from research, medical and industrial facilities

黒澤 亮平; 岡田 翔太; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

Kurosawa, Ryohei; Okada, Shota; Sakai, Akihiro; Nakata, Hisakazu; Amazawa, Hiroya

研究施設等廃棄物のうち国内の研究用原子炉施設の解体に伴って発生する廃棄物の放射能インベントリ評価に使用する原子炉内及び周辺の中性子束の計算を汎用的かつ簡易に行える中性子束計算ツールを整備した。本ツールは、巨視的実効断面積の計算、中性子束の計算及び放射化イベントリの評価するために算出した中性子束の編集を行う計算プログラムから構成される。本報告書は、研究用原子炉施設における中性子束の評価方法の概要、中性子束計算ツールの全体構成と機能、各計算プログラムの入出力データと試計算をまとめたものである。

The calculation tool of neutron flux at materials within and around the research reactor was developed so that the user more easily evaluate radioactivity inventory in radioactive waste generated from the decommissioning of research reactors at various conditions. The tool consists of some computer programs which calculate macroscopic effective cross section at materials, calculate the neutron flux at materials within and around the research reactor, and edit the neutron flux to evaluate the radioactive inventory. This report describes the outline of evaluation method of neutron flux at materials within and around the research reactor, the structure and functions of the calculation tool of neutron flux, input and output data, and sample run with the tool.

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