Measurement and analysis of neutron and -ray doses on criticality accidents of low-enriched uranyl nitrate solution using tissue-equivalent dosimeters at the TRACY facility

曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 三好 慶典; 空増 昇*

Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), 9 Pages, 2000/05

商用核燃料再処理工場の安全性評価研究に資するため、原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて、溶液系臨界事故時の線量評価実験を行った。本実験では、燃料に10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、反応度添加条件を変えて運転を行った。線量計には、中性子または線に対し、人体筋肉組織とほぼ等価な感度を有するアラニン線量計と四ホウ酸チリウム熱蛍光線量計を用いた。また、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP4BとMVPのそれぞれを用い、実験解析計算を行った。線量測定の結果、中性子及び線量とも、反応度添加条件によらず、放出エネルギー(核分裂数)に比例することが確認された。また、その空間分布も変わらないことから、両線量計を用いた臨界事故時被曝線量評価に見通しが得られた。一方、解析計算では、計算値は測定値と30%以内で一致し、両計算コードの妥当性が示された。