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中性子源増倍法による未臨界度の推定

Estimation of subcriticality by neutron source multiplication method

桜井 淳; 須崎 武則; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝

Sakurai, Kiyoshi; Suzaki, Takenori; Arakawa, Takuya*; Naito, Yoshitaka

TCAにおいて2.6%の濃縮UO$$_{2}$$燃料棒n$$times$$n本を正方格子間隔1.956cmで配列して、中性子源増倍法に関する実験を行った。n=17、16、14、11および8と変化させ、異なる炉心水位の組合わせで、合計15種類の未臨界炉心を構成した。$$^{252}$$Cf中性子源を炉心中心近傍に設置し、炉心内および水反射体内の2箇所で小型核分裂計数管により垂直方向の中性子計数率分布を、5cm間隔で測定した。実験解析は、モンテカルロ法による計算コードMCNP-4Aで行った。今回つぎのような結論を得た。(1)指数実験およびMCNP-4Aで求めたk$$_{eff}$$の差は、ほとんどの体系において1%以下である。(2)MCNP-4Aで50万ヒストリーで計算した中性子計数率の標準偏差は、ピーク付近でいずれも5~8%の範囲である。ひとつの炉心で規格化した中性子計数率の計算値は、実測値によく一致している。

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