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湯本 鐐三; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*
PNC TN841 79-40, 100 Pages, 1979/07
プルトニウム新燃料を取扱う,転換あるいは加工施設では,グローブ・ボックス等の遮蔽は鉛ガラスを使用しており金属鉛厚で数ミリ程度にしか相当しないし,集合体等の取扱いでは,特別の遮蔽等は使用しない。これらの場合には,被ばく線量に大きく寄与するのは,Pu/SUP241が崩壊して生じるAm/SUP241からのソフト・ガンマ線である。使用済燃料等を想定して作成されている既存の断面積セットでは,誤差が大きく実用上問題があり,種々の暫定的な方法でその問題に対処していた。これらの問題を解決して,かつ使いやすい標準断面積ライブラリを用意しておくと,手間も計算時間も節約することができる。もちろん従来のライブラリの機能は保存しなければならない。この主旨で新ライブラリ"PSL-40"を開発した。本ライブラリは中性子22群,ガンマ線18群,合計40群からなっており,中性子吸収による2次ガンマ線発生も評価可能である。また,ライブラリの形式は,既存のDLC-23C(Cask)ライブラリ等と同様であり,ANISNコード・タイプの輸送計算コードで使用可能である。ここでは,本ライブラリの作成方法と使用方法の説明ならびに他の計算例との比較によるデータ処理の妥当性の確認を行った。
湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 福田 章二*
PNC TN852 78-13, 53 Pages, 1978/10
PURSEは主としてプルトニウム燃料の各放射線強度および
線エネルギー分布を計算すするためにプログラムされた。このコードは同時にウラン燃料についても計算できる。対象とした崩壊系列はプルトニウムの娘核種が存在するウラン系列, アタチニウム系列, トリウム系列およびネプツニウム系列の全崩壊系列それに超プルトニウム元素の崩壊系列を包含している。また再処理後のプルトニウムに含まれていると考えられる十数種のFP元素の崩壊系列も考慮できるようになっている。これら崩壊系列内の核種からの
, 
, 線のキュリー数,放出エネルギーを時間の関数として計算する。線に関してはエネルギーを最大18群まで取ることができ,各群ごとの全エネルギーおよび平均エネルギーが計算される。また線スペクトルをプロッターを使用することにより作図することができる。中性子発生に関しては,自発核分裂および酸素との(,n)反応からの中性子発生の和として計算される。PURSEはCDC6600用にFORTRAN IVで書かれ,計算時間は1ケース約1分弱である。プロッター機種はCal Comp915-1136である。
青木 利昌*; 湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 福田 章二*
PNC TN841 75-37, 61 Pages, 1975/09
PURSEは主としてプルトニウム燃料の各放射線強度およびガンマ線エネルギ分布を計算するためにプログラムされた。このコードは同時にウラン燃料についても計算できる。対象とした崩壊系列はプルトニウムの娘核種が存在するウラン系列、プルトニウム系列、トリウム系列およびネプツニウム系列の全崩壊系列を包含している。これら4崩壊系列内の全72核種からのアルファ、ベータ、ガンマ線のキュリー数、放出エネルギを時間の関数として計算する。ガンマ線に関してはエネルギを最大15群まで取ることができ、各群ごとの全エネルギおよび平均エネルギが計算される。また、中性子発生数に関しては、自発核分裂および酸素との(アルファ.n)反応からの中性子発生の和として計算される。PURSEはCDC6600用に作成され、計算時間は1ケース約1分弱である。
青木 利昌*; 安久津 英男*; 安孫子 進朗*; 宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*
PNC TN841 74-13, 65 Pages, 1974/06
核分裂性プルトニウムの存在比が約75%であるため高次化プルトニウムを用いた3%富化混合酸化物燃料を使って、H/Puが295
922の範囲で、一連の臨界実験が行なわれ、臨界量、中性子束分布、出力分布、eff/l等が測定された。PuO2-UO2燃料一領域炉心の材料バックリングBm2はH/Puが530で最大となり、eff/lはUO2系のそれの約1/2となった。また、高次化プルトニウム燃料に特微的なこととして、241Puの崩壊による反応度減少が1年間で約1ドルにも達すること、および自発中性子源レベルが高いので、反応度測定上に注意を要すること等が判明した。実験解析では、群定数コードとして、LASER-PNCおよび、UGMG42-THERMOSが使用され、2次元臨界計算コードとしてPDQ-5が使用された。計算値は測定値と良い一致を示し、燃料設計コードの精度の良さが検証された。本実験および解析は、原研との共同研究として実施されたものであり、さらに複雑な炉心体系についての実験と解析も進んでおり、幅広い実験データと計算手法の蓄積がなされている。本報告書は、JAERI-memo5745と同一内容である。
宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 菊池 三郎*
PNC TN841 71-27, 92 Pages, 1971/10
FIPプログラムは熱中性子炉における235Uおよび239Puの核分裂によって発生する核分裂生成物が炉運転,炉一時停止のサイクル,および炉最終停止後の冷却時間の関数として,キューリ数,線放出エネルギ,全線および7群の線放出エネルギについて計算できる。核分裂生成物はF.P.崩壊系列中の準安定核種を含む全放射性核種を対象として190核種を選定した。ただし,半減期が10秒以内のものおよび核分裂収率が0.001%以下のものは除いた。熱中性子および高速中性子の235Uおよび239Puの核分裂収率が考慮できるように4種類のデータライブラリィを編集した。FIPは炉運転および一時停止の多重サイクルについて計算の取扱いが可能で,さらに,各核分裂生成物が及ぼす生涯(70年間)の12身体組織に対する内部線量率が個々の核種について冷却時間を関数として計算できる。計算結果はいかなる冷却時間にわたっても得られるが,簡使式を使用している点で100秒以内の結果は多少のあいまいさが生じることになる。FIPはFPICに改良および拡張を加えたもので,CDC-6600用に作成された。
