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-ray dose intercomparison in the absorbed dose range, 5-50kGy, using dichromate and alanine dosimetersH.H.Mai*; Ng.D.Duong*; 小嶋 拓治
Applied Radiation and Isotopes, 47(2), p.259 - 261, 1996/00
被引用回数：2 パーセンタイル：24.34(Chemistry, Inorganic & Nuclear)ベトナム原子力庁照射センター(IC-VINATOM)と原研との間で、2種類の重クロム酸銀溶液線量計及びアラニン-ポリスチレン(PS)線量計を用いた、5~50kGyの高線量域のガンマ線吸収線量の比較実験を行った。IC-VINATOMで調製した測定範囲の異なる2種の重クロム酸線量計は、原研の
Co線施設で照射され、IC-VINATOMで吸光度測定された。原研のアラニン-PS線量計は、IC-VINATOMでCo線照射され、原研で電子スピン共鳴(ESR)測定が行われた。1~50kGyの線量範囲で行った異なる線量計を用いた双方向の相互比較において、照射した公称線量値と分析により求めた評価値は、
4%以内で一致した。このような線量計の郵送による線量比較実験は、リファレンスレベルの研究所間の相互比較に基づく地域的線量標準化ネットワークに結びつくことが期待される。
S.R.Nilekani*; G.R.Narayan*; B.Suseela*; R.M.Bhat*; B.L.Gupta*; 小嶋 拓治; 滝沢 春喜; 須永 博美; 田中 隆一
Applied Radiation and Isotopes, 46(3), p.205 - 207, 1995/00
被引用回数：5 パーセンタイル：57.30(Chemistry, Inorganic & Nuclear)線量計の輸送による地域的な線量標準化を目的として、インドBARC・日本原研間において、アラニン線量計(結晶粉末及びポリスチレン(PS)成形素子)及びグルタミン線量計(結晶粉末)を用いた高線量域の線量相互比較実験を行った。粉末状線量計は原研で照射後BARCにおいて吸光度測定により、PS成形アラニン線量計はBARCで照射後原研において電子スピン共鳴(ESR)によりそれぞれ線量評価された。この結果、Co-線及び3-MeV電子線いずれについても、線量1、10、33及び54kGyにおける両研究所の公称/測定値は5%以内で一致した。これにより、フリーラジカル線量計が郵送による国際的線量相互比較に有用な手段であることが明らかとなった。
奥野 浩; 小室 雄一
JAERI-M 94-049, 28 Pages, 1994/03
燃料棒(あるいは燃料塊)の配列において、隣接する燃料棒(あるいは燃料塊)による吸収のため、共鳴エネルギー領域の中性子束は相当減少する。ダンコフ補正因子は、実効多群断面積を求める際にこの非均質効果を表すのに用いられる。モンテカルロ法を用いてダンコフ補正因子を計算するプログラムMCDANを検討したところ、(1)燃料棒の配列体系において軸方向への中性子の飛行が考慮されていない、(2)MCDANでは中性子発生点を決めるのに、円(または球)内の半径方向に一様乱数を用いているが、これによって燃料表面から余弦分布する保証は得られない、という2点が明らかとなった。このため、これらの点を修正するとともに、板状燃料の配列及び燃料棒の六角格子配列へ適用できるようにMCDANプログラムを拡張した。改良版をDANKEプログラムと名付けた。DANKEは臨界安全性評価コードシステムJACS中の輸送計算用実効断面積作成コードMAIL3.0に組込まれた。本報告には、DANKEプログラムで採用している基礎式、プログラムの使用手引き及び他手法との比較計算を記す。
増川 史洋; 高野 誠; 井上 修*; 原 俊治*
JAERI-M 93-024, 31 Pages, 1993/02
最近のエンジニアリングワークステーション(EWS)の性能の向上は目覚しく、臨界・遮蔽解析コードを現実的な時間で実行することが可能である。本報では当研究室でよく使用される臨界・遮蔽解析コード、MAIL3,ANISN-JR,KENO-IV,ORIGEN2,CITATION,TWOTRAN,VIM,DORTを高速EWS SUN-4/2で使用可能なように移植・変換を行った際のノウハウをまとめるとともに、EWSで各コードを実行する際の使用手引きを示した。各コードの実行の際にI/Oアクセスファイルを容易に指定できるようにサブミットコマンドを作成した。
Petrache, C. A.*; 奥野 浩
Nucleus, 29, p.1 - 13, 1991/00
フィリピンPRR-1原子炉の減速、冷却及び上部遮蔽の役割を果たしているプール水を完全に抜いて、PRR-1内部にその使用済燃料を貯蔵した場合の臨界安全評価をJACS計算コードシステム(MGCL-B-IV,MAIL3.0及びMULTI-KENO)を用いて行なった。使用済燃料の貯蔵庫を単純化したモデルを設定し、このモデルに対して感度解析を実施した。中性子実効増倍率として0.64の値を得たので、この原子炉に対する漏水の修理が臨界の心配なく行なえることが分った。
中丸 昇一*; 菅原 伸彦*; 内藤 俶孝; 片倉 純一; 奥野 浩
JAERI-M 86-027, 49 Pages, 1986/03
本報告書は臨界因子簡易計算コードSIMCRIの使用手引きである。このコードは、核燃料物質の単一ユニットに関する臨界計算を簡便に行うことを目的として開発した。SIMCRIコードは広汎なパラメ-タ・サ-ベイを迅速に実行する。また、モンテカルロ法臨界計算コードKENO-IVと同一の断面積ライブラリを用いるため、両コードの結果を容易に比較できる。SIMCRIコードは一点近似のB
方程式により個有値問題及び固定中性子源問題を解き、中性子の無限増倍係数・実効増倍係数、臨界バックリング、中性子移動面積、拡散定数、等を算出する。SIMCRIコードは臨界安全性評価コード・システムJACSに収納されている。
