核データニュース，No.104 (2013)(1) 核データ評価研究グループ
JENDL 委員会会合から
以下に示すのは、JENDL 委員会（旧シグマ委員会）会合の議事録です。メーリングリス
ト JNDCmail でも議事録が配布されます。また、核データ評価研究グループの WWW からも、JENDL 委員会の会合予定や議事録を見ることができます。
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炉定数専門部会
リアクター積分テストＷＧ
2013年1月22日（火）13:15～17:30
原子力機構 東京事務所 第5会議室
出席者 21 名議事録
1. 核データ積分テスト
1-1. タングステンの臨界実験と解析（東芝・菊池氏、資料 RIT3-1-1）
AP1000に採用が予定されているグレイ制御棒の開発のため東芝NCAで行われたタングステンについての臨界試験とその解析について報告があった。MCNPとENDF/B-VII.0、JENDL-4.0を用いて解析した結果、タングステン制御棒挿入体系の実効増倍率実験値を良好に再現し、またタングステン制御棒の反応度価値の実験値を要求精度である10%以内で再現した。今後はタングステンの中性子吸収の結果生成されるレニウムの臨界試験を実施する予定である。タングステンについては、
ENDF/B-VII.1で再評価が行われ積分特性の予測精度の改善が報告されているため、今後はENDF/B-VII.1での解析が望まれる。
1-2. MISTRAL計画炉物理試験の実効増倍率計算
における核データ感度解析（JNES・山本委員、資料RIT3-1-2）
MISTRAL-1（UO2炉心）とMISTRAL-4（フルMOX炉心）の実効増倍率に対して、JENDL-3.3（J33）と-4.0（J40）の計算値の差を感度解析により分析した結果が報告された。MISTRAL-1に対してはJ33と比較してJ40は0.28%dk程度実効増倍率を大きく評価するが、これはU-238捕獲断面積の改訂によるものである。またMISTRAL-2ではJ33とJ40の計算値に大きな差異は見られなかったが、これはU-238、Pu-238、-239の捕獲断面積の改訂による正の効果がAm-241捕獲断面積とPu-239のνの 改 訂 に よ る 負 の 効 果 （ そ れ ぞ れ-0.3%dk強と-0.15%dk程度）と相殺した結果である。J40を用い た 場 合 で も MISTRAL-4 の 実 効 増 倍 率 はMISTRAL-1よりも0.4%dk強程度大きい。昨年11
月 の 核 デ ー タ 研 究 会 で の Schillebeekx の 報 告 に
Am-241の捕獲断面積の測定の予備的報告があり、J40より高い値となっており、MISTRAL-4の実効増倍率をMISTRAL-1に近づける方向であり歓迎される。他にもPu組成が異なるフルMOX炉心の臨界データがあるため、それらを含めた解析結果の整理が興味深い。
1-3. 水素S(α,β)データの積分テスト（北大・千葉委員、資料RIT3-1-3）
水 分 子 中 の 水 素 の S(α,β) デ ー タ に つ い て 、
ENDF/B-VI.8、-VII.0、JEFF-3.1、京大・安部先生の評価データ（安部データ）の違いが熱中性子系の核特性に与える影響について報告があった。
安部データは周波数分布関数を分子動力学計算から求めているため、NJOY/LEAPRのモデルに基づく他の評価値よりも信頼性が高いと考えられる。
熱 中 性 子 系 の 実 効 増 倍 率 に 対 し て は
ENDF/B-VII.0と安部データには大きな差異が生じないことが分かった。また、ENDF/B-VI.8と-VII.0とは0.3%dk弱の差異を生じる場合があるが、これはENDF/B-VI.8における、α、βのグリッドの粗さに起因していると考えられる。JENDL-4.0は信頼性が低いと考えられるENDF/B-VI.8のデータを採用しており、今後は安部データの採用も検討する必要がある。そのためには重核種核データの再評価と広範な積分テストの実施が必要となるので、本件をWGの今後の活動の一つとすることが合意された。
2. 感度解析ツールの開発状況
2-1. JAEAの状況（JAEA・横山氏、資料RIT3-2-1）
JAEAでは高 速炉用の感度 解析ツールと してSAGEP-FR、SAGEP-BURN、PSAGEPを整備しており、最近でもいくつかの機能拡張が行われて－ 104－

いる。汎用炉心解析システムMARBLEでも感度解析ソルバーのプロトタイプが完成し、臨界性、反応率、反応度に対する感度係数が計算できる。一方、軽水炉用としては、低減速炉解析のためにJAEAが開発したSAGEPが存在したが、現在はメンテナンスされておらず、新規ソルバーの開発または阪大の軽水炉SAGEPの導入等を検討する予定である。また、MARBLEの次期バージョンにはピンセルの燃焼後数密度に対する感度を計算するモジュールが含まれる予定である。
2-2. 集合体の燃焼計算における核データ感度解析手法の開発（JNES・酒井氏、資料RIT3-2-2）ランダムサンプリング法を用いた軽水炉燃料集合体核特性（燃焼度依存の無限増倍率、数密度、集合体内燃焼度分布、出力分布）の誤差評価について報告があった。累積収率に比べて独立収率の誤差が大きいため詳細な燃焼チェーンを用いるほど核特性誤差が大きくなる点、同一のFP核種の収率における核分裂核種間の相関を考慮する必要性について議論が行われた。核分裂収率の誤差についてはNEA/WPECに新たなSGが立ち上がる予定であることが紹介された。
2-3. 名古屋大学の状況（名大・遠藤委員、資料
RIT3-2-3）
MOCを用いた一般化摂動論計算手法とその計算例、ランダムサンプリング法をベースとした軽水炉炉心核特性の不確かさ定量化と断面積（均質化定数）調整について報告があった。摂動論を用いた所謂adjoint approachは計算対象のパラメータの数が多い場合には適用が困難であるため、ランダムサンプリング法の検討にシフトしている。また、断面積調整の理論式において、従来の逆行列の代わりに一般化逆行列を用いることにより、炉心特性に対する共分散行列が正則でない場合であっても安定して数値解を得られる。
2-4. 大 阪 大 学 の 状 況 （ 阪 大 ・ 北 田 委 員 、 資 料
RIT3-2-4）拡散理論（差分、ノード法）に基づくコード
SAGEPは3次元化を終えた2008年頃から、輸送理論に基づくコードSAGEP-Tは2006年頃から、それぞれ全く変更が施されていない。FFCPに基づく
SAINT-IIは、現状では1次元円筒、平板体系について適用可能となっており、χ、μ、f-因子に対する感度が計算できる。また、断面積の共鳴構造に起因する間接効果の評価について、今後は非均質系への適用を検討中である。この間接効果について、
ORNLの既往研究の結果を再現できない（ORNLが報告するほど間接効果が観察されない）ことから、他機関での独立な検討が望まれる。
2-5. 北海道大学の状況（北大・千葉委員、資料
RIT3-2-5）
汎用炉物理コードシステムCBZの感度計算機能について報告があった。CBZでは、感度係数計算の一部を全てのソルバーが共有する構造となっており、基本的には任意体系（球、円筒、XYZ）について任意の方程式（輸送、拡散）に基づく感度の計算が可能である。また、ピンセル燃焼モジュールBurnerには燃焼後の数密度、実効増倍率、反応率比の感度を計算する機能が実装されている。
ニーズがあればいくらでも公開するとの立場である。
3. 来年度以降の活動について
3-1. 放射化断面積データの評価（JAEA・岩本委員、資料RIT3-3-1）
JAEAで行われている放射化断面積評価の概要が紹介され、ベンチマークテストの必要性が述べられた。軽水炉の炉心から離れた位置で測定されたデータは、そもそも照射場の中性子束が不確定であり、核データの精度を議論できるレベルにない状況である。サーベイランスのための測定デー
タは取得されている筈であり、電力、プラントメーカーに所属するWGメンバーが情報を得られる可能性がある。本件については、各々のWGメンバーが情報を収集することとなった。
3-2. ガンマ線に関連するデータの検証（JAEA・羽様委員、資料RIT3-3-2）
JENDL-4.0でガンマ線に関連する核データが充実したことを受けて、それらの検証の必要性について提案があった。高速炉に関して、遮蔽評価上はガンマ線データに対する要求は少ないが、炉心の発熱分布評価、特にブランケット部の輸送ガンマ線による発熱評価に対しては高精度（10%以下）の予測が期待されている。ガンマ線発熱の検証のための積分データがいくつか紹介された。軽水炉については現時点ではガンマ線発熱の詳細評価の高度化に対する要請は小さい。ガンマ線発熱については、関連する中性子捕獲断面積・ガンマ線decay schemeなどのうち、どの核データの精度が効いているのかを明確化する必要がある。
3-3. 断面積処理コード（JAEA・深堀氏、資料RIT3-3-3）
NJOYに代わる国産の断面積処理コードの必要性に関する議論が行われた。日本が独自の処理コードを持つことにより、核データから臨界・遮蔽解析までを全て日本独自のツールにより行うことが可能となり、その事実が多くのメリットを生み出す。JAEAが主体となって国産断面積処理コードの開発を行うことを考えており、それを支えるために、ユーザーからの国産処理コードの必要性や期待する新機能の要求を発言してほしいとのことであった。NJOYとほぼ類似の機能を持つコードの開発に対して、ただでさえ少ないリソースを振り分ける必要性はあるかというコメントもあったが、これまではNJOYの枠内で（出来る）炉物理計算を考えており、それに縛られすぎていなかったかと－ 105 －

いう指摘もあった。今後はWGとして、国産処理コードの必要性、期待する新機能要求に関する意見をとりまとめることとした。
3-4. 積分実験データベース（北大・千葉委員、資料RIT2-3-4）
JENDL-4.0以降の核データファイルに対する積分実験データベースの構築に関する議論が行われた。ICSBEP、IRPhEPといった公開のデータベースから良質かつ核データの積分検証に役立つデータを評価してピックアップし、そのMVPの入力を整備して公開するということをWGとして実施できないかという提案があった。産業界からは業務の範囲で作成したものをWGに供出するのは難しいという意見がある一方、各機関が協力して、その成果を共有することによるメリットを示せば対応できるのではないかという意見もあった。本件については、今後も継続して検討を行うこととした。
以 上Shielding 積分テストＷＧ
2011 年 11 月 18 日（金）13:45～16:45
原子力機構 原子力科学研究所 FNS棟会議室
出席者 15 名
1. 配布資料（番号つけ忘れ）
議事次第
 JENDL-4.0 を用いた FNS ベンチマーク実験
解析
 JENDL-4.0 を用いた OKTAVIAN ベンチマー
ク実験解析
 JENDL-4.0 ベンチマークテスト分担案
 論文 3 本（K. Ochiai et al., J. Korean PhysicalSociety, 59 (2011) 1953、C. Konno et al.,Fusion Eng. Design, 86(2011) 2682、C. Konnoet al., printing in PNST）
2. 議事
1) WG リーダーの今野から挨拶があり、各委員が自己紹介を行った。
2) 講師の原子力機構の柴田氏に、JENDL-4.0 の概要について報告していただいた。JENDL-4.0
では主に核分裂炉で使われる核種が中心に改訂が行われたが、鉄、銅、鉛、タングステン等の遮蔽に重要な核種の改訂も行われている。また、共分散データもかなり整備され、炉定数ライブラリも公開されている。ベンチマークテストはある程度は行われているが本格的なベンチマークテストを本 WG で行っていくことになる。
3) 今野委員から、JENDL4.0 を用いた FNS ベンチマーク実験の解析の紹介があった。最初にFNS ベンチマーク実験の説明が行われ、ベリリウム、グラファイト、SiC、窒素、バナジウム、鉄、銅、タングステン、鉛のベンチマーク実験の解 析 結 果 が 報 告 さ れ た 。 JENDL-4.0 で はJENDL-3.3 で指摘された問題点が改善され、ENDF/B-VII.0 や JEFF-3.1 と比べても遜色ないことが明らかになった。
4) 講 師 の 加 藤 氏 か ら 、 JENDL-4.0 を 用 い た
OKTAVIAN ベンチマーク実験の解析として、13体系のベンチマーク実験の解析結果が報告された。多くの体系で JENDL-4.0 を用いた解析は
JENDL-3.3 を用いた解析と比べ実験との一致が良くなったが、Cr、Mn、Nb では部分的に実験との一致が悪くなった。また、JENDL-4.0 でどのデータが改訂されたことにより実験との一致が良くなったり、悪くなったりしたかも詳細に調べられた。
5) JENDL-4.0 のベンチマークテストの進め方を皆で議論した。JENDL-4.0 で改訂された核種を中心に、JENDL-3.3 のベンチマークテストで行った実験の解析を JENDL-4.0 と JENDL-3.3 で行うとともに、追加できそうな実験についても今後調べることにした。なお、分担については時間が足りなかったため、後日、メール等で相談することにした。
6) JENDL-3.3 のベンチマークテストのまとめについても時間が足りず、次回に先送りになった。
3. その他
本 WG に先立ち、希望者に MATXS ファイルの使い方に関する実習を込みの講習会を行った。また、本 WG 終了後、希望者に FNS 見学会も実施した。
以 上

2012年12月6日（木）13:30～17:00
原子力機構 東京事務所 第3会議室
出席者 10 名
1. 配布資料
SI-24-1 議事次第
SI-24-2 前回議事録（案）SI-24-3 JENDL-4.0の積分テスト（案）SI-24-4 shielding積分テストWGへの依頼事項
SI-24-5 複数温度MATXSファイルで新たに見つかった問題
SI-24-6 JENDL-4.0の非分離共鳴データの自己遮蔽補正
SI-24-7 TRIPOLIコード使用経験
2. 議事
1) JENDL-4.0のベンチマークテストの進め方を資料「SI-24-3 JENDL-4.0の積分テスト（案）」をもとに皆で議論し、以下のことが決まった。
 計算コードは実験によってはDORTコードで対応できないものもあるため、DOT3.5コードも入れる。

－ 106 － 炉定数は改訂の動きはあるが、本WGに関係する部分はほとんどないため、当面、現在のバージョンで解析を行う。但し、JENDL-4.0UのTi-48については、影響がある可能性が高いので、今野委員がJENDL-4.0UのTi-48の炉定数を作って各委員に配布する（WG内の作業に限定）。
 三菱FBRシステムズの福地さん、増山さんが異動によりWGメンバーを外れたため、資料SI-24-3のTable 2の分担から、福地さん、増山さんを削除する。ASPISのSn解析は前田委員が行う。KFK、IPPE、NISTの解析については、大西委員が欠席だったため、後日、調整する。
 準備ができ次第、解析作業を開始し、途中結果をメールで全委員に報告する。可能であれば、今年度中にもう一度WGを開催して各自の解析結果を検討する。
 来年度中に報告書をまとめることを目標にし、目次案を今野委員が早めに作成する。
2) 佐々木委員からの資料「SI-24-4 shielding積分テストWGへの依頼事項」を皆で議論し、以下のことが決まった。
 100群のMATXSファイルは今野委員が作成し、必要な委員に配布する（WG内の作業に限定）。
 JENDL-4.0用のNJOYパッチを入手できない件は、今野WGリーダーがJAEAの深堀氏に申し入れる。
 NaはJENDL-4.0で改訂されていないので、Naの積分テストは、本WG外で行ない、JENDL-3.3の積分テストの報告書に入れる。
 JENDLの炉定数は、本来JENDL委員会が責任を持って作成し、公開すべきもの。このことを2013
年2月のJENDL委員会の親委員会で今野WGリーダーが問題提起する。
3) 山野委員からJENDL-3.3の積分テストのまとめの現状報告があった。時間を見つけて、まとめているところで、年度内のドラフト完成を目指している。
4) 今野委員が、資料「SI-24-5 複数温度MATXSファイルで新たに見つかった問題」をもとに、最近明らかになったMATXSファイルとTRANSXコードの不整合を報告した。本問題は、複数の温度を 有 す るMATXS フ ァ イルで の み 起こ る た め 、300KのデータしかないMATXSLIB-J33では起こら な い が 、 6 つ の 温 度 デ ー タ の あ る
MATXSLIB-J40では問題が生じる。現在進められているMATXSLIB-J40の改訂の際に、本問題にも対処するよう、JAEAの奥村氏に要請することにした。
5) 今野委員が、本WGに関連した話題として、資料「SI-24-6 JENDL-4.0の非分離共鳴データの自己遮蔽補正」をもとに、非分離共鳴データが積分テストに及ぼす影響と問題を報告した。JENDL-3.3

で指摘された非分離共鳴データの問題は、非分離共鳴領域の上限エネルギーを上げることでJENDL-4.0は対処しているが、その結果、自己遮蔽補正は更に大きくなった。OKTAVIANでのMn
球TOF実験の解析から判断すると、非分離共鳴データは必ずしも妥当とは考えられない。今後、更なる実験で、非分離共鳴データの妥当性を検証する必要がある。
6) 太田委員が、本WGに関連した話題として、資料「SI-24-7 TRIPOLIコード使用経験」をもとに、日本ではほとんど使われていないフランス原子力庁が開発したモンテカルロコードTRIPOLIの使用経験を報告した。現在、公開されている版は最新版ではないが、連続エネルギー非弾性散乱断面積のKalbach- Mannのシステマティックスデータの取り扱いに不備が見つかった。また、セルのインポータンスを0に設定できない、Point detectorの設定に制約がある、等の問題があり、MCNPの代わりに使うのは難しいと思われる。
3. その他
WG会合は、可能であれば年度内にもう一度開催して計算結果を議論したい。無理の場合は、今年度はメールベースで計算結果を議論する。
以 上

核種生成量評価ＷＧ／崩壊熱評価ＷＧ合同会合
2012年12月18日13:30～16:30
原子力機構 原子力科学研究所 研究1棟第6会議室
出席者 17 名
配布資料
1. 2012年度JENDL委員会・核種生成量評価WG／崩壊熱評価WG合同会合議事次第
2. 核種生成量と崩壊熱 ―JENDL-4.0による福島
第一原発の解析―（奥村）3. JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライ
ブラリセット：ORLIBJ40（奥村）4. 崩壊熱評価ワーキンググループ：小史と残された課題（吉田）5. JENDL/FPD-2011とJENDL/FPY-2011（片倉）
6. Uncertainty evaluation for MA production inspent light water reactor fuel with use ofburnup sensitivity analysis（横山）議事：
1. 議事説明（奥村、資料1）
奥村リーダー（核種生成量WG）より、資料1に基づき、配布資料の確認と議事次第の説明がなされた。
2. 経緯説明（吉田、資料4）
吉田リーダー（崩壊熱評価WG）より、資料4に－ 107 －基づき、合同会合開催の経緯について説明がなされた。TAGSを含む最新の知見に立脚したJENDLFP Decay Data File 2011／JENDL FP Yields
Data File 2011が完成したことにより、崩壊熱評価
WG活動の節目を迎え、来年度以降はWGを解散する予定であることが述べられた。
3. 核種生成量と崩壊熱―JENDL-4.0による福島第一原発の解析―（奥村、資料2・3）
奥村リーダー（核種生成量評価WG）より、資料
2にもとづき、福島第一原発の核種生成量と崩壊熱評価に関する報告がなされた。報告では解析を異なる手法で実施し、手法毎の利点や欠点についての説明がなされた。また、資料3に基づき、
JENDL-4.0に基づき作成されたORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBJ40の紹介がなされた（JAEA-Data/Code 2012-032として刊行予定）。
これに対し、以下のように議論が交された。
Q1：AESJ推奨値と3次元総和計算値の崩壊熱の比較（資料2、p22）において、Cs-134が炉停止後2年のところで差異が大きくなっているように見えるが、この認識で良いのか？
A1：Cs-134のように核種生成量評価で差異が出やすい核種が寄与しているが、Cs-134以外の核種の寄与も含まれる。
Q2：Se-79の照射後試験解析の結果（資料3、p50、図3.4.13）において、大飯原発の結果だけが良いのは何故か？
A2：大飯以外は放射能を測定しているが、大飯のデータは半減期データに依存しない重量を質量分析により測定しているため。
Q3：ORLIBJ40のNLIB番号（資料3、p141）はORLIBJ32と同じで良かったのか？
A3：NLIB番号が不足したためORLIBJ32と同じ番号とした。ORLIBJ40は、崩壊ライブラリなどの 内 容 も 変 え て お り 、 仮 に 旧 ORLIBJ32 やORLIBJ33の断面積データを残しても、同じ結果は再現されないため、ORLIBJ40は別コードの扱いとした。
Q4：MELCORやTHALESにおけるSA解析の際の崩壊熱の扱いは？
A4：事故後で詳細検討の余裕が無い場合、核種移行計算が必要なSA解析では、単純な評価式は利用できないため、米国の典型的な軽水炉に対して事前計算されたORIGEN崩壊熱テーブルがコードに用意されており、これを事故炉の熱出力で補正して使用する。
4. 崩壊熱評価ワーキンググループ：小史と残された課題（吉田、資料4）
吉田リーダー（崩壊熱評価WG）より、資料4に基づき、崩壊熱評価WGの今までの活動内容・沿革、今後の方針についての報告がなされた。報告では、TAGSデータを中心に、これまでの崩壊熱の評価手法や実験についての説明がなされ、崩壊熱評価に残された課題についての紹介がなされた。残された課題として、学会崩壊熱標準と崩壊熱総和計算
ライブラリのメインテナンス、及びアクチノイド
崩壊熱評価手法の検討が挙げられた。これに対し、以下のように議論が交された。
C1：原子力学会が発行した「原子炉崩壊熱とその推奨値」に示されている崩壊熱推奨値は、使用はそれほど簡単ではない。計算用プログラムが付随されていたが、現在の計算機環境では利用できないため、整備が望まれる。
C2：簡易評価式を汎用化する際の課題として、炉停止後2年程度のFP崩壊熱の扱いやU-239とNp-239以外のアクチニド崩壊熱評価の検討が挙げられる。
C3：再処理プロセスや福島事故対応などでは、燃料の原型をなさない場合の崩壊熱評価が求められる。非常用炉心冷却系の性能評価以外の用途では、ANS5.1等の崩壊熱フィッティング式を使うより、今後はより汎用的な総和計算による評価が主流になるものと考えられる。
5. JENDL/FPD-2011とJENDL/FPY-2011（片倉、資料5）
片倉委員（核種生成量評価WG・崩壊熱評価WG）
より、資料5に基づき、JENDL FP Decay Data File
2011とJENDL FP Yield Data File 2011について報告がなされた。報告では、両ライブラリ開発の経緯や収録データ内の誤差データに関する説明がなされた。これに対し、以下のように議論が交された。
Q1：核分裂後の経過時間が長くなると、誤差が低下するのは何故か？（p23）
A1：長半減期の核種が発熱に寄与するが、これら核種の測定精度が高いため。
Q2：p15以降の図は瞬時照射後のデータか？
A2：瞬時照射後のデータである。有限照射の場合は誤差が小さくなる。
Q3：誤差はどのように定義されているのか？
A3：標準偏差である。
Q4：学会の新しい推奨値として今後活用できるか？
A4：誤差については、よく検討する必要がある。
本ライブラリでは、チェーンモデルや収率感度等を基に詳細に誤差を評価しているので信頼性は向上していると考えている。
Q5：p７にライブラリの内容が示されているが、第三以上の励起に関しては考慮する必要はないのか？
A5：現状では考慮していない。
6. 燃焼感度解析を用いた不確かさ評価（横山、資料6）
横山委員より、資料6に基づき、使用済燃料中のマイナーアクチノイドの燃焼感度解析に関する報告がなされた。報告では、燃焼解析手法の説明や、解析結果の紹介がなされた。これに対し、以下の議論が交された。

－ 108 －

Q1：初期組成の誤差を考慮することはできるのか？
A1：誤差解析の機能はないが、MARBLEの他機能と組み合わせれば可能である。現在公開している最新のMARBLEに燃焼感度解析機能を加えてある。組成の変化と断面積の変化は基本的に等価であるので断面積の感度係数があれば初期組成の誤差の影響を評価できる。
C1：現行炉の炉停止期間が長くなった場合に、核特性に影響のある核種を定量的に特定することは重要である。
C2：現行炉の炉停止期間の影響は検討しているが、設計裕度の設定で対応できると考えている。
7. 今後の活動方針に関する提案と議論
奥村リーダーより、核種生成量評価と崩壊熱評
価は密接な関係があるため、両WGを統合して、崩壊熱評価に残された課題を含めて活動を継続する提案がなされた。これに対し参加者からは異議は無く、2月に開催予定の本委員会において両WGの統合を提案することとなった。
統合後のワーキンググループの名称に関する議論が以下のように交された。
 広義では核種生成量に崩壊熱も含まれるのではないか？
 活動内容を明確にする上でも、崩壊熱の名前は明示したほうが良い。
 （案1）核種生成量・崩壊熱評価ワーキンググループ

 （案2）核種生成量及び崩壊熱評価ワーキンググループ 対応する英語名称も考える必要がある。
 今後の活動方針に関する議論が以下のように交された。
 福島原発事故以降、原子力に対する地域住民の不信感は大きく、データの公開など透明性の確保や原子力専門家としての情報発信も期待されている。現状の活動では、期待に十分に応えていないのではないか。
 従来のWGの活動の方向性とは異なるが、良いのか？
 福島原発事故前はそれでも良かったが、これまでの考え方を変える必要があると思う。
 データの透明性の重要性は理解できる。本WGは、事業者側も規制側も利用できる透明性の高いデータや評価手法の検討を目指す活動を続けていきたい。
 本年度のWG会合はこれが最後となるが、今後の必要な情報交換はメーリングリストで行う。核種生成量評価WGのメーリングリストに、崩壊熱評
価WGのメンバーも登録させていただく。
 議事録案は、メーリングリストで配布して承認をいただく。その内容をベースに、吉田リーダーから、両WGの活動について本委員会へ報告をしていただく。
以 上――――――――――――― ◆ ―――――――――――――－ 109 －