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論文

Benchmark models for criticalities of FCA-IX assemblies with systematically changed neutron spectra

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.406 - 424, 2016/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

New benchmark models with respect to criticality data are established on the basis of seven uranium-fueled assemblies constructed in the ninth experimental series at the fast critical assembly (FCA) facility. By virtue of these FCA-IX assemblies where the simple combinations of uranium fuel and diluent (graphite and stainless steel) in their core regions were systematically varied, the neutron spectra of these benchmark models cover those of various reactor types, from fast to sub-moderated reactors. The sample calculations of the benchmark models by a continuous-energy Monte Carlo (MC) code showed obvious differences between even the latest versions of two major nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1. The present benchmark models would be well-suited for assessment and improvement of the nuclear data for $$^{235}$$U, $$^{238}$$U, graphite, and stainless steel. In addition, the verification of the deterministic method was performed on the benchmark models by comparison with the MC calculations. The present benchmark models are also available to users of deterministic calculation codes for assessment and improvement of nuclear data.

論文

Physical mechanism analysis of burnup actinide composition in light water reactor MOX fuel and its application to uncertainty evaluation

大泉 昭人; 神 智之*; 石川 眞; 久語 輝彦

Annals of Nuclear Energy, 81, p.117 - 124, 2015/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムを把握することは、バックエンド施設設計の妥当性や信頼性の必要条件を満たすために不可欠である。したがって、核データ等の物理量に起因する不確かさは定量的な分析が必要となる。本論文では、軽水炉MOX燃料を対象とし、一般化摂動論に基づいた核データ感度を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムの分析手法を示す。まず、燃焼チェーン上に反応率を示した図を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の基本的な物理メカニズムについて議論する。次に、燃焼感度解析を用い、アクチノイドが生成される物理メカニズムについて詳細な分析を行う。ここでは、例として$$^{244}$$Cmと$$^{238}$$Puが生成される物理メカニズムについて分析する。最終的に、燃焼チェーン上に反応率を示した図と燃焼感度解析の組み合わせにより、アクチノイドの生成源の同定や核反応の間接的な影響の評価までできることを示す。また、燃焼感度係数の適用例として、核データ精度向上の優先度の判断に有用となる、核データ共分散と組み合わせた評価手法を紹介する。また、付録には、アクチノイドや反応を感度の傾向別に分類した結果を載せている。

論文

Options of principles of fuel debris criticality control in Fukushima Daiichi reactors

外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也

Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.251 - 259, 2015/00

福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの性状は、観察や測定による確認に至っておらず、今なお不明である。原子炉格納容器からは漏水が続いており、燃料デブリは中性子毒物を含まない水で冷却されている。放射性Xeガスの濃度監視では再臨界の兆候は見られないが、燃料デブリの未臨界担保はできていない状況である。本発表ではこれらの状況、及び燃料デブリの基本的な臨界特性を踏まえ、今後とるべき臨界管理の方針を議論する。

論文

Applications of integral benchmark data

Palmiotti, G.*; Briggs, J. B.*; 久語 輝彦; Trumble, E.*; Kahler, A. C.*; Lancaster, D.*

Nuclear Science and Engineering, 178(3), p.295 - 310, 2014/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

国際炉物理実験データ保存プロジェクト(IRPhEP)および国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)は、炉物理分野や臨界安全分野に使われているデータと解析方法の検証、核データの検証、先進的なモデリング&シミュレーションや規制活動に対して、積分実験データを評価し提供している。本論文では、(1)不確かさ評価と炉定数調整、(2)原子力機構での設計検討における不確かさ評価、(3)核データ検証、(4)臨界安全での応用、(5)工業用途への支援の5つの応用について紹介する。

論文

Effects of nuclear data library and ultra-fine group calculation for large size sodium-cooled fast reactor OECD benchmarks

久語 輝彦; 杉野 和輝; 植松 眞理 マリアンヌ; 沼田 一幸*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09

本論文は、大型高速炉核特性に関するOECDベンチマーク問題に対して、核データライブラリの効果および超詳細群計算の効果を分析した結果をまとめたものである。臨界性について、JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は約0.4%、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は約-0.1%であった。感度解析の結果、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、$$^{240}$$Pu捕獲、$$^{238}$$U非弾性散乱および$$^{239}$$Pu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、$$^{23}$$Na非弾性散乱、$$^{56}$$Fe非弾性散乱、$$^{238}$$Pu核分裂、$$^{240}$$Pu捕獲、$$^{240}$$Pu核分裂、$$^{238}$$U非弾性散乱および$$^{239}$$Pu核分裂反応よるものであった。ナトリウムボイド反応度については、JEFF-3.1およびENDF/B-VII.1は、JENDL-4.0に比べて約8%の過小評価であった。JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、$$^{23}$$Na弾性散乱、$$^{23}$$Na非弾性散乱および$$^{239}$$Pu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、$$^{23}$$Na非弾性散乱反応によるものであった。超詳細群計算の効果は、ナトリウムボイド反応度を約2%大きくさせることが分かった。

論文

Evaluation of OECD/NEA/WPRS benchmark on medium size metallic core SRF by deterministic code system; MARBLE and Monte Carlo code: MVP

植松 眞理 マリアンヌ; 久語 輝彦; 沼田 一幸*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 15 Pages, 2014/09

OECD/NEAにおける炉心及び原子炉システム作業部会(WPRS)枠組みにおいて、ナトリウム冷却高速炉(SFR)のベンチマーク解析が実施されている。このOECD/NEA/WPRSベンチマークのうち、中型金属燃料炉心について、決定論的手法に基づく高速炉炉心計算コードシステム(MARBLE)及びモンテカルロ法コード(MVP)を用いて解析評価を実施した。最新の核データ・ライブラリーJENDL-4.0を用い、固有値(k$$_{rm eff}$$)及び反応性(ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数および制御棒価値)の解析を実施するとともに、決定論的手法に基づく手法(MARBLE/BURNUP)及びモンテカルロ法に基づく手法(MVP-BURN)を用いた燃焼計算を実施した。更に、中型金属燃料ベンチマーク炉心を用い、核データライブラリの違い(JENDL-4.0とJEFF-3.1及びENDF/B-VII間の違い)による固有値及びナトリウムボイド反応度の差異について感度解析を実施し、差異をもたらす主要反応を把握した。

論文

Evaluation of large 3600 MWth sodium-cooled fast reactor OECD neutronic benchmarks

Buiron, L.*; Rimpault, G*; Fontaine, B.*; Kim, T. K.*; Stauff, N. E.*; Taiwo, T. A.*; 山路 哲史*; Gulliford, J.*; Fridmann, E.*; Pataki, I.*; et al.

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09

OECDの国際協力活動で実施中の大型ナトリウム冷却高速炉の核特性ベンチマークについて、複数の研究機関の参加者の評価結果を取りまとめた。反応度、同位体組成燃焼変化、反応度フィードバック、反応率分布について、異なる計算手法により評価された。参加者間の計算スキームの違いにかかわらず、燃焼組成、遅発中性子割合、ドップラー反応度係数、ナトリウムボイド反応度については、参加者間でよい一致を見た。しかしながら、臨界性に対しては、大きな差異が見られた。これは、計算手法の違いによるものではなく、使用した核データライブラリの違いによるものである。

報告書

平成23年度福島第一原子力発電所事故に係る福島県除染ガイドライン作成調査業務報告書

木原 伸二; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 久語 輝彦; 松田 規宏; 大泉 昭人; 笹本 広; 三ツ井 誠一郎; 宮原 要

JAEA-Research 2013-033, 320 Pages, 2014/07

JAEA-Research-2013-033.pdf:119.17MB

自治体等による除染計画の策定及び除染活動の実施の際に必要となる知見・データの蓄積をすることを目的に、森林に隣接した家屋、傾斜地等を含む南相馬市ハートランドはらまち、並びに家屋,畑,牧草地,果樹園等を含む伊達市下小国地区を対象として面的除染を実施した。除染エリアの地形、土地の利用状況等に応じて容易に実施可能な除染方法を用いた結果、除染後の空間線量率の平均値はおおむね除染前の1/2まで低減した。

論文

Development of a calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(5), p.656 - 670, 2014/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の事故で放出された放射性物質による環境汚染の修復に向けた除染計画の立案を支援するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEでは、新たに開発した線量率計算手法を用い、短時間に様々な除染シナリオの効果を調べることができる。本論文では、CDEの設計概念、入出力データ、線量率計算手法、精度検証、除染計画の検討及び公開後の利用状況を取りまとめた。空間線量率は、土壌と大気からなる無限平板体型に配置した線源から周囲の領域への単位放射能当たりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地域の放射能分布を乗じて計算する。応答関数は、線源核種の放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。開発した手法の検証として、単純化した計算体系における空間線量率と除染範囲の関係をCDEと汎用放射線輸送計算コードPHITSを用いて計算した結果、両者は極めてよい一致を示した。また、伊達市下小国地区における除染前の空間線量率分布をCDEで計算し、実測値と比較した結果、CDEは実際の汚染地域における空間線量率を適切に再現できることを示した。以上から、CDEには十分な予測精度があり、今後の除染計画の立案に活用できることを確認した。

論文

Benchmark calculations for reflector effect in fast cores by using the latest evaluated nuclear data libraries

福島 昌宏; 石川 眞; 沼田 一幸*; 神 智之*; 久語 輝彦

Nuclear Data Sheets, 118, p.405 - 409, 2014/04

 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)

Benchmark calculations for reflector effects in fast cores were performed to validate the reliability of scattering data of structural materials in the major evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1 and JEFF-3.1.2. The criticalities of two FCA and two ZPR cores were analyzed by using a continuous energy Monte Carlo calculation code. The ratios of calculation to experimental values were compared between these cores and the sensitivity analyses were performed. From the results, the replacement reactivity from blanket to SS and Na reflector is better evaluated by JENDL-4.0 than by ENDF/B-VII.1 mainly due to the $$bar{mu}$$ values of Na and $$^{52}$$Cr.

報告書

シビアアクシデント後の再臨界評価手法の高度化に関する研究(共同研究)

久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.

JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB

本報告書は、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。

報告書

軽水炉燃焼組成の核データ感度データベース

大泉 昭人; 神 智之*; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦

JAEA-Data/Code 2013-019, 278 Pages, 2014/02

JAEA-Data-Code-2013-019.pdf:13.33MB
JAEA-Data-Code-2013-019-appendix-(CD-ROM).zip:114.27MB

過去の軽水炉燃料から将来想定される軽水炉燃料(PWR及びBWRにおけるUO$$_{2}$$燃料及びMOX燃料の代表的燃料ピン仕様)の燃焼後燃料組成について、一般化摂動論に基づいた燃焼感度解析を行った。この解析においては、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0と汎用炉心解析システムMARBLEを用い、主要な核種である、35個の核分裂生成物と18個の重核種の燃焼後数密度について、多群(107群)断面積、半減期及び核分裂収率に対する感度係数を算出した。算出した感度係数については、データベースとして電子ファイルをCD-ROMに格納した。本報告書では、重要な結果を包括的に示すとともに、個々の燃焼感度係数について、物理的なメカニズムを詳細に考察した。本報告書にまとめた感度係数は、核データ共分散や照射後試験データを組み合わせることによって、verification & validation等への要求に応えることが可能となる。また、核データに起因した不確かさを要因別に評価できるため、設計合理化のための方策を検討する上で、物性データの精度向上を目指した、核データ測定への提案や炉物理実験のニーズの抽出を行うために有効なデータベースとなることが期待される。

論文

Evaluation of neutron economical effect of new cladding materials in light water reactors

大泉 昭人; 秋江 拓志; 岩本 信之; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(1), p.77 - 90, 2014/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

Iron (Fe), nickel (Ni), titanium (Ti), niobium (Nb) and vanadium (V) are selected as possible component elements to cover a variety of new cladding materials for light water reactors (LWRs). The effect of larger thermal absorption cross sections of these elements than those of zirconium (Zr), together with those of silicon carbide (SiC), on the neutron economy in LWRs is evaluated by performing pin cell burnup calculations for a conventional pressurized water reactor (PWR), a low moderation high burnup LWR (LM-LWR) and a high moderation high burnup LWR (HM-LWR). As can be anticipated from the thermal cross sections, SiC has excellent neutron economy. The materials other than SiC largely decreases discharge burnup in comparison with Zircaloy (Zry). Among such elements of larger thermal absorption cross section, Nb has neutron economical advantage over the other materials except SiC in softer neutron spectrum reactors such as HM-LWR in which the atomic number ratio of hydrogen to heavy metal is 6. In the conventional LWRs, stainless steel of low Ni contents is as well as Nb for cladding material. The results of the analyses are summarized for the purpose to provide reference data for new cladding material development studies, in terms of the relation between fuel enrichment and cladding thickness from the viewpoint to achieve the same discharge burnup as the Zry cladding.

論文

Calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.1261 - 1263, 2013/11

放射性物質の放出により汚染された環境の修復に向けた除染計画の立案に資するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEは、土壌と大気からなる無限平板体系に配置した線源から周囲の領域への単位放射能あたりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地区における放射能分布をかけあわせ、空間線量率を計算する。応答関数は、線源核種である放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。空間線量率の計算精度検証のために、実際の除染モデル地区の地形及び放射能分布を入力したCDEの計算結果と、NaI(Tl)サーベイメータによる実測値を比較した。その結果、両者は非常によい一致を示した。このことから、CDEの予測精度は十分であり、今後の除染計画の立案に活用できることが確認された。なお、本発表は、2012年9月に開催された第12回放射線遮蔽国際会議(ICRS-12)における口頭発表が、"Best paper of the session"に選出されたため、米国原子力学会(ANS)に推薦され招待講演を行うものである。

論文

Uncertainty evaluation for $$^{244}$$Cm production in spent fuel of light water reactor by using burnup sensitivity analysis

大泉 昭人; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦

JAEA-Conf 2013-002, p.59 - 64, 2013/10

The uncertainty evaluation for the minor-actinide production is important to assure the reliability of the basic database of heat generation and radioactivity from reactor spent fuel. To identify the cross-section improvement priority for nuclide, reaction and energy range, the present paper describes the evaluation methodology for effective uncertainty reduction of target nuclide production by using the burnup sensitivity coefficients and the covariance of nuclear data. As a typical instance, the $$^{244}$$Cm production is focused on. The objects of uncertainty analysis are MOX and UO$$_{2}$$ of a pressurized water reactor, so that we can clarify the difference of the uncertainties between them. From the result, it is found that the nuclides near $$^{244}$$Cm on the burnup chain such as $$^{243}$$Am and $$^{242}$$Pu are important to produce $$^{244}$$Cm in both fuel types. In addition, it is confirmed the priority of $$^{243}$$Am, $$^{242}$$Pu and $$^{241}$$Pu is higher than $$^{235}$$U and $$^{239}$$Pu. Finally, the accuracy improvement of $$^{243}$$Am capture in the thermal and resonance regions should take a higher-priority than in the fast region.

論文

Major safety and operational concerns for fuel debris criticality control

外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.729 - 735, 2013/09

原子力機構では福島第一発電所事故で生じた燃料デブリの臨界管理について研究開発を行っている。既存施設の管理方針を参考に、また、燃料デブリの臨界特性に基づき、新しい臨界管理方針を定めなければならない。この方針に沿って、現状で性状が不確かな燃料デブリについて、安全かつ合理的な管理を実現しなければならない。本報告では燃料デブリと発電所の現状を概観し、臨界特性の解析結果を例示し、臨界管理方針について議論する。また、臨界管理の実現に必要な研究開発課題を提示する。

論文

Extended cross-section adjustment method to improve the prediction accuracy of core parameters

横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(12), p.1165 - 1174, 2012/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:25.58(Nuclear Science & Technology)

設計対象炉心核特性の予測精度を向上するために拡張炉定数調整法を考案した。本手法は炉定数調整法に基づいており、積分実験データが与えられた条件下で設計対象炉心核特性の不確かさを最小化する。本手法では、拡張バイアス因子法と同様に設計対象炉心核特性を考慮することにより、従来の炉定数調整法よりも予測精度を向上させることができる。また、本手法は設計対象炉心核特性をひとつにした場合には、拡張バイアス因子法と等価になることを証明した。本手法を既存の炉定数調整ソルバーに導入し、このソルバーを使って数値計算を行うことで導出式の検証を行い、設計対象炉心核特性に特化した調整炉定数の設計研究への適用可能性を実証した。

論文

Measurement and analysis of reflector reactivity worth by replacing stainless steel with zirconium at the fast critical assembly (FCA)

福島 昌宏; 北村 康則; 安藤 真樹; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(10), p.961 - 965, 2012/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Zirconium alloy instead of stainless steel (SS) has been considered as an effective reflector to improve the neutron economy in the experimental fast reactor JOYO. The aim of the present study is to demonstrate the effectiveness of the zirconium (Zr) reflector compared with the SS reflector in a fast reactor core. The FCA-XXVIII-1(3) core was built at the fast critical facility (FCA) and the reflector reactivity worth was measured by replacing SS with Zr at the peripheral region of the core. The experimental result of the positive reflector reactivity worth demonstrates the effectiveness of the Zr reflector compared with the SS reflector in the fast reactor core. This paper also focuses on the validation of standard calculation methods used for fast reactors with JENDL-4.0. As a result, it is confirmed that the standard calculation methods for the reflector reactivity worth show agreement within the experimental error.

論文

除染効果評価システムCDEを用いた除染計画の検討

佐藤 大樹; 大泉 昭人; 松田 規宏; 小嶋 健介; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

RIST News, (53), p.12 - 23, 2012/09

福島第一原子力発電所の事故により、環境中に放出された放射性物質に対する効率的な除染計画の立案を支援するために、除染効果評価システムCDEを開発した。CDEはグラフィカル・ユーザー・インターフェースを通した簡便な操作で、除染前後の空間線量率と除染効果(線量率減少係数)をシミュレーションし、その結果を除染対象領域の地形図上に可視化する。本稿では、CDEを用いた除染計画の検討方法の例として、福島県伊達市下小国地区を対象としたケーススタディの結果を示した。具体的には、集落において除染対象領域を順次拡大していった場合や除染方法を変更した場合の除染効果への影響を調べた。その結果、下小国地区の家屋周辺の空間線量率を効果的に低減させるには、一般的な除染方法を採用して、その周辺部の除染から実施することが望ましく、また畑やグラウンドを除染することで集落全体の空間線量率を下げることができるとわかった。本研究により、CDEのようなコンピュータ・シミュレーションを用いた除染計画検討の有用性が示された。

報告書

除染効果評価システムCDEの開発

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

JAEA-Research 2012-020, 97 Pages, 2012/08

JAEA-Research-2012-020.pdf:7.32MB

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故を受けて、福島県をはじめとする東日本各地では、除染による線量の低減化が期待されている。原子力機構では、除染作業で効果的に線量率を低減させる計画の立案を支援するため、除染効果評価システムCDE(Calculation system for Decontamination Effect)を開発した。CDEは、環境中に分布する放射性セシウムに対して作成した線量寄与データベースを用いて、適用する除染技術に応じた放射性物質の除去効果(除染係数)から、除染前後の空間線量率を計算する。これにより、除染効果を示す線量率の減少(線量率減少係数)が得られ、その結果は除染対象地域の地図上に可視化される。計算結果の妥当性は、3次元放射線輸送コードPHITSを用いた除染領域と線量低減効果の解析結果と比較して検討した。これにより、CDEは短時間の計算で、PHITSによる解析と同等の精度で結果を与えることが確認された。本報告書では、CDEの概要,計算手法,検証解析を示すとともに、付録として線量計算プログラムのソースコードと取扱説明書を掲載する。

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