中性子飛行時間法による減速材体系の熱中性子スペクトルに関する研究

Study on Thermal Neutron Spectra in Reactor Moderators by Time-of-Flight Method

原子炉の炉心核設計において、炉心の熱中性子スペクトルを正確に把握するには、減速材の熱中性子散乱断面積の適否が主要な要因となる。そこで常温から800 $^{circ}$ Cの高温黒鉛体系、および常温の軽水均質体系および軽水-天然ウラン非均質体系における0 $^{circ}$ 方向の角度熱中性子スペクトル測定をLINAC-TOF法で行い、計算との比較から熱中性子散乱モデル(黒鉛に対しYoung-Koppelモデル、軽水に対しHaywoodモデルを採用)の熱中性子スペクトルの記述能力を調べた。また、この熱中性子スペクトルの計算方法を用い黒鉛減速20%濃縮ウラン半均質臨界実験装置(SHE)における臨界質量、実験用可燃性毒物棒および実験用制御棒の反応度価値等の実験解析を行い、計算予測精度を明確にした。これらの実験結果は高温ガス実験炉の核設計の計算精度評価に使用された。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 82-207
ページ数	:	180 Pages
発行年月	:	1982/12
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-82-207.pdf:5.16MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-82-207
研究データの公開先DOI	:	本成果にかかわる研究データのリンクです。
キーワード	:	Time-of-Flight; Thermal Neutron Spectrum; Moderater; Graphite; Water; Critical Mass; Burnable Poison
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登録番号 : M19820207
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