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JRR-3改造炉中性子導管詳細設計(III); JRR-3改造炉中性子導管性能評価のための中性子収率解析

Detailed Design of Neutron Guide Tubes at the Upgraded JRR-3 (III) Neutron Transmission Analyses for a Performance Assessment of the Neutron Guide Tubes

原見 太幹; 鈴木 正年; 植村 睦*

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JRR-3改造炉において、原子炉で発生した中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本及び冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告で設置予定の導管の基本設計を述べ設計デー夕である導管の寸法、ニッケル薄膜厚さ、反射率等の導管中性子収率への影響をパラメトリックに行った解析結果を示した。この結果、接合誤差がない場合熱中性子導管で78%(3$AA$中性子)、冷中性子導管で69%(5$AA$中性子)、62%(7$AA$中性子)の収率が見込まれることがわかった。本解析用に開発したプログラムNEUGTを用いて接合誤差の収率への影響について検討した。現設計に基づいて、導管出口スペクトル、導管内中性子空間分布、導管出口角度分布を算出した。

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