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佐藤 大樹
JAEA-Conf 2012-001, p.27 - 31, 2012/07
本発表では放射線防護分野で活動する研究者の立場から、幾つかの具体例をもとに放射線防護研究における核データの恩恵と克服すべき問題点について報告する。放射線防護研究において、核データは放射線輸送計算や線量評価計算に利用されており、高い計算精度が要求される本分野では欠かすことのできないツールとなっている。核データの利用例として、環境中に放出された放射性核種による光子の外部被ばく線量評価について紹介する。この計算では、環境を構成する大気や土壌に加え人体といった幅広い元素に対する核データが利用された。核データの利用により、理論模型計算に比べ、高速かつ高精度な線量評価が可能となった。しかし計算条件によっては、線量評価に核データを利用するにあたっての問題点も存在する。損失エネルギー計算に用いるカーマ係数の精度検証が不十分なまま採録されていることや、高エネルギーファイルにおける最前方粒子生成断面積が未評価であることである。これらは、放射線防護研究では重要なデータとなる。この問題の解決には、核データコミュニティのみではなく、実験データの提出など放射線防護分野の研究者も連携して望む必要があると考える。
奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力
JAEA-Conf 2012-001, p.89 - 94, 2012/07
JENDL-4.0に基づく軽水炉用のORIGEN2ライブラリ(ORLIBJ40)を開発した。使用済み燃料の照射後試験解析によりライブラリ検証を行った結果、従来のライブラリ(オリジナル版及びORLIBJ33)に比べて、特にマイナーアクチノイド(Np, Am, Cm同位体)や断面積に大きな感度がある核分裂生成物(EuやSm同位体)に対して、顕著な改善効果が見られた。また、ガラス固化体廃棄物の地層処分の長期安全性評価において重要とされる
Seや
Csといった長寿命核分裂生成物の放射能量が半減期データの改訂により大きく改善された。
奥村 啓介
JAEA-Conf 2012-001, p.39 - 44, 2012/07
まず、MVP-BURN, MOSRA-SRAC, ORIGEN2の3つの燃焼計算コードを取り上げ、これらにおける核種生成量計算の仕組みを紹介する。次に、これらのコードとJENDL-4.0の検証計算の例として、軽水炉使用済燃料の照射後試験解析の結果を示す。最後に、核種生成量計算のバックエンド分野における応用例として、ガラス固化体の地層処分の長期安全性評価に重要なSeの軽水炉使用済燃料中のインベントリ評価の進展について報告する。
中村 詔司; 太田 雅之; 大島 真澄; 北谷 文人; 木村 敦; 金 政浩; 小泉 光生; 後神 進史*; 藤 暢輔; 原 かおる; et al.
JAEA-Conf 2012-001, p.147 - 152, 2012/07
The neutron capture cross section of 
Pd in the thermal-neutron energy region has been measured relative to the 
B(n,
) reaction cross section by the neutron time-of-flight (TOF) method. The relative cross section was normalized to the average value calculated by the SAMMY code with JENDL-4.0 at the three energy points: 6.8 eV of Pd, 11.8 eV of 
Pd, and 33 eV of 
Pd. Neutron-capture 
rays were measured with a large Ge detector array called "4
Ge spectrometer", which is one component of the Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) installed at the neutron Beam Line No.4 (BL04) of the Materials and Life science experimental Facility (MLF) in the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). This paper presents new findings on resonance assignments of Pd, and the preliminary cross section.
大釜 和也; 大木 繁夫; 大久保 努
JAEA-Conf 2012-001, p.21 - 26, 2012/07
The core characteristics of a sodium-cooled Fast Breeder Reactor (FBR) with 750 MWe output were evaluated by using the fast reactor cross section set JFS-3-J4.0, which was generated by the new Japanese nuclear data library JENDL-4.0. The core characteristics were compared with those obtained by using the former fast reactor cross section set JFS-3-J3.3 in order to investigate differences between the both results. Effects on the core characteristics caused by differences in cross sections of important reactions and nuclides in the cross section sets were analyzed.
辻本 和文
no journal, ,
原子炉の設計において不可欠な安全評価では、設計基準事故の解析が行われる。一方、設計基準事故を超える過酷事故の解析は、炉心損傷に至る過酷事故の確率をできるだけ下げるためのリスク評価において重要な役割をはたす。設計基準事故の解析に比較して、過酷事故の解析では、物質形状や炉心溶融物の組成や特性が刻一刻と変化するために、モデリングそのものが解析対象になるという解析上の困難さを伴うことになる。本発表では、安全研究等で使用されている代表的な過酷事故解析コードの概要を述べるとともに、過酷事故解析に関連する核データの概要について述べる。
