報告書番号

T88029

タイトル（和文）

原子燃料サイクル施設における遮蔽計算コードの開発

タイトル（英文）

DEVELOPMENT OF A MONTECALRO CODE ANALYZING RADIATION SHEILD PROBLEMS OF A REPROCESSING RADIOACTIVE WASTE STORAGE FACILITY

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

返還廃棄物貯蔵施設での線量評価の上で十分な検討が必要な，換気塔からの中性子線スカイシャイン線量評価のため，換気塔出口までの中性子漏洩線量評価を行う遮蔽解析コードＭＯＲＳＥ－ＡＺＡを開発した。本コードは方位角依存のアルベドデータを使用するアルベド・モンテカルロ法解析と比較計算し，約１／６の計算時間で，精度的に問題の無い計算結果が得られる事が分かった。

概要 （英文）

AS A RADIATION-SHIELDING ANALYZING CODE MORSE-AZA HAS BEEN DEVELOPED TO EVALUATE THE NEUTRON-STREAMING DOSE FROM THE AIR-COOLING TOWER OF A REPROCESSING WASTE-STORAGE FACILITY. MORSE-AZAUSES THE AZIMUTHAL ANGLED ALBEDO MONTE CALRO METHOD OF RADIATION TRANSPORT CALCULATION. A COMPARISON BETWEEN THE CALCULATED NEUTRON DOSES OF A MORSE-AZA CODE AND THOSE OF THE MORSE CODE SHOWS(1)BOTH DOSE VALUES AGREE(2)MORSE-AZA CAN CALCULATE RADIATION DOSES 6 TIMES FASTER THAN MORSE. THE MORSE-AZA CODE CAN BE CONSIDER TO CALCULATE RADIATION DOSES WITHREASONABLE ACCURACY AND COMPUTING TIME.

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