Review of reduction factors by buildings for gamma radiation from radiocaesium deposited on the ground due to fallout

吉田 浩子*; 松田 規宏; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 187, p.32 - 39, 2018/07

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2018.02.006

In order to estimate residents' external dose due to radionuclide exposure resulting from fallout deposit on the ground, the shielding and dose reduction effects provided by structures such as houses and workplaces are taken into account as most individuals spend a large portion of their time indoors. Soon after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, several measurements and calculations were performed to obtain specific reduction factors for Japanese settlements due to this lack of data. This research reviews previous studies that determined factors such as, shielding factors, protection factors, reduction factors, and location factors and summarizes specific results for Japan. We discuss the issues in determining these factors and in applying them to estimate indoor dose. The contribution of surface contamination to the indoor ambient dose equivalent rate is also discussed.

Optimization method of rod-type burnable poisons for nuclear designs of HTGRs

山下 清信

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.979 - 985, 1994/09

https://doi.org/10.3327/jnst.31.979

ブロック型高温ガス炉では、燃料温度の上昇を避けるため、制御棒の炉心への挿入深さをできる限り少なく保つ必要があった。そこで棒状可燃性毒物の諸元(毒物原始の密度N、棒半径r)を、実効増倍率(k)が燃焼期間を通して最小値で一定となるように最適化する必要があった。しかしながら、この最適化はNとrの殆どの組合せに対してサーベイ計算を行う必要があったため、これまで長時間を必要とする作業であった。この問題を解決するため、2つのステップからなる系統的な最適化方法を見出した。第1ステップでは、実効吸収断面積a,N及び間の時間関係を表す近似式を用いて、有望なNとの組合せを予め選択する。第2ステップで有望な各々の組合せのaとその期待される値の時間変化を比較することにより、最適なNとの組合せを決める。この最適化方法により計算の回数を約1/10にまで低減できた。また、600燃焼日数のkの変化を本方法により2%k内に抑えることができた。このため、制御棒を炉心内に殆ど挿入しないで出力運転できるようになった。

Graphs of Neutron Cross Sections in JSD 1000 for Radiation Shielding Safety Analysis

山野 直樹

JAERI-M 84-053, 301 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-053.pdf:6.05MB

遮断安全解析のために作成されたSD1000ライブラリの中性子断面積及び自己遮断係数のグラフが呈示されている。このグラフ集にはエネルギー領域3.5110eV~16.5MeVにおける'HからAmまでの42核種に対する種々の部分断面積が収められている。Bondarenko型の自己遮断係数については各反応毎にBackground断面積30の値を0~10000として与えられている。

An Understanding of effective nuclear charges defined from homonuclear diatomic force constants

大和田 謙

Journal of Chemical Physics, 74(8), p.4738 - 4739, 1981/00

https://doi.org/10.1063/1.441623

等核2原子分子の分子遮蔽係数から、便宜的に原子遮蔽係数を定義した。この定義は分子における各原子の有効核電荷の性質を理解するのに役立つばかりでなく、多くの異核2原子分子の2次の力の定数を推定するのに有用であったPearsonの経験式に理論的根拠を与えることができる。

Mo製造用UOペレットの中性子自己しゃへい

山林 尚道

JAERI-M 8074, 11 Pages, 1979/02

JAERI-M-8074.pdf:0.51MB

U(n,f)反応によりMoを製造するため、2.56%濃縮UOペレット120gが使用される。JRR-2,3でUOペレット(14.5014.0l5個、スタック長70mm)を照射する場合の中性子自己しゃへい係数を求めた。中性子自己しゃへい係数はUOペレットを1.2g、12g、120gと増加するに伴って0.76、0.65、0.58と減少した。

Elastic removal self-shielding factors for light and medium nuclides with strong-resonance scattering

中川 正幸; 石黒 幸雄; 徳野 幸男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(4), p.302 - 309, 1978/04

https://doi.org/10.3327/jnst.15.302

炉定数セットに用いられる自己遮蔽因子の内、弾性散乱除去断面積に対するものは精度が良くない。ここでは、数値計算に基づいて、ナトリウム、鉄を中心として、精度の良い結果を得たので、従来のもの及びexactなものと比較し、大幅に改良されることを示した。

Shielding Factors of Capture Cross-Sections with Temperature Dependence for Cr,Fe and Ni

石黒 幸雄

JAERI-M 4660, 30 Pages, 1971/12

JAERI-M-4660.pdf:0.6MB

高速炉の安全性に重要な役割を果す可能性を持つ構造材のドップラー効果の解析のために、Cr、FeおよびNiの吸収断面積に対する自己遮蔽因子をABBNの25群とJAERI-Fastの70群セット構造でテーブル化した。まず、構造材のドップラー領域と核デ一タに関する簡単なサーヴエを行ない、実効吸収断面積に対する計算法が提出され温度依存性を考慮した自己遮蔽因子が計算される。これらの遮蔽因子を用いてFCAで行なわれた構造材に対するドップラー実験を解析し、計算結果は実験値と良い一致をすることを示めす。このことから、現在の構造材に対する核データの知識で充分ドップラー解析が可能なことが結論される。