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Calculation of neutron flux characteristics of dalat reactor using MCNP4A code

MCNP4Aコードによるダラット炉の中性子束特性計算

T.V.Hung*; 坂本 幸夫; 安田 秀志

T.V.Hung*; Sakamoto, Yukio; Yasuda, Hideshi

Dalat炉の中性子束特性であるエネルギースペクトル、中性子束絶対値及び照射孔に沿った分布をMCNP4Aコードで計算した。すべての計算はパーソナルコンピュータで実施した。各ケースの計算時間は約2日であった。計算体系は500Wで運転される炉心を正確にモデル化した。中性子束及びスペクトルフィッティング因子$$alpha$$は5%以内で実験値と一致した。計算で得たエネルギースペクトルを用いてカドミウム比及び$$^{197}$$Auの実効断面積を計算した。この計算ではJENDL及びIRDF82の核データを用いた。計算結果の比較から、(1)カドミウム比は計算値/実験値で表した不一致がIRDF82の場合に1~6%、JENDLの場合に4~8%であり、(2)$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au実効断面積はJENDLまたはIRDF82を用いても殆ど同一の値を与えた。

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