^<252>Cf核分裂中性子源を用いた遮へい透過実験及び二次元離散座標計算コードによる輸送容器評価用断面積セットSFCX-J33の適用性に関する研究
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概要
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Discrete ordinate calculation codes and multi-group cross section library sets are mostly used for shielding analysis of transport casks. The DLC-23/CASK cross section library set which is developed at ORNL in 1973 is widely used. But this library set includes old data. Therefore, the accuracy of calculation deteriorates in some specific cases, for example, when neutrons penetrate into iron plates. To solve these problems, SFCX-J33, a new cross section library set for spent fuel transport cask, is developed based on JENDL3.3 which is the newest nuclear cross section data set in Japan. In this research, at first, neutron and photon ambient dose equivalents and neutron spectra were measured in the slab geometry composed of ^<252>Cf neutron source pit and plates of stainless-steel, lead, resin and polyethylene. Secondly ambient dose equivalents were measured in the cask geometry composed of carbon-steel cylindrical vessel surrounded by a resin neutron shield encasing ^<252>Cf neutron source. To compare with the measured data, the ambient dose equivalents and neutron spectra were calculated by a two-dimensional discrete ordinate code, DOT with the new cross section library set, SFCX-J33 under the slab and cask geometries. The ambient dose equivalents and neutron spectra calculated by DOT with SFCX-J33 were compared with those measured in the experiments using ^<252>Cf spontaneous fission source and both results agreed well. It is shown that SFCX-J33 and DOT code are applicable to shieldine analysis of transport cask.
- 独立行政法人 海上技術安全研究所の論文
- 2007-12-28
著者
-
小田野 直光
独立行政法人 海上技術安全研究所
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澤田 健一
独立行政法人海上技術安全研究所
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森島 誠
三菱重工
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澤田 健一
海上技術安全研
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近内 亜紀子
独立行政法人海上技術安全研究所海上安全研究領域
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大西 世紀
独立行政法人海上技術安全研究所運航・システム研究部門
-
中田 幹裕
三菱重工業株式会社
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森島 誠
三菱重工業株式会社
-
大村 昌輝
三菱重工業株式会社
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浅見 光史
独立行政法人海上技術安全研究所運航・システム研究部門
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