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濃縮ウラン黒鉛減速炉心における臨界質量の測定と解析

Measurement and Calculation of Critical Masees for Graphite Moderated,20% Enriched Uranium Loaded Cores

秋濃 藤義; 金子 義彦; 北舘 憲二; 黒川 良右; 安田 秀志; 竹内 素允

Akino, Fujiyoshi; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered

半均質臨界実験装置(SHE)における20%濃縮ウラン黒鉛減速の7ヶの炉心の臨界質量の測定とその解析についてまとめたものである。炉心部分の燃料濃度はC/$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U原子比について2226から6628にわたっており、一部の炉心にはトリウムが装荷されている。また多くの炉心は円柱形で側面反射体がついているが、一部の炉心には炉心内部にも反射体領域がある。計算は多群一次元中性子拡散理論によって行った。核データは熱中性子領域についてはENDF/B-IIIファイルの各断面積とYoung-koppelの黒鉛による中性子散乱側S($$alpha$$$$beta$$)を用い、熱外中性子領域についてはGAM-Iライブラリーを用いた。円柱炉心に対しては、計算と測定の一致は極めて良く、実効増倍係数について平均0.61%、最大1.05%の不一致にとどまり、臨界質量についていうと平均2.6%、最大4.4%の不一致しか認められなかった。したがって均質度の高い20%濃縮ウラン黒鉛減速炉心の臨界質量に対する核データおよび解析手法の妥当性が実証された。

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