プルトニウム炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定(II)

Measurements of intra-cell thermal neutron flux distributions for plutonium fuel lattice (II)

若林 利男*; 福村 信男*; 仁柴 明人*; 八谷 雄喜*

not registered; Fukumura, Nobuo*; not registered; Hachiya, Yuki*

期間1974年4月1974年6月▲目的0.87w/oPuO/2―UO/2(スタンダードグレード)燃料を装荷した炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定をおこない,0.54w/oPuO/2―UO/2燃料における実験結果,ならびに核計算コードによる計算値との比較をおこなう。▲要旨▲0.87w/oPuO/2―UO/2(スタンダードグレード)燃料を装荷した22.5cmピッチ炉心において,冷却材ポイド率を0%,100%にした場合の単位格子内熱中性子束分布をDy―A-合金箔を用いた箔放射化法によって求めた。また前回おこなわれた0.54w/oPuO/2―UO/2燃料における実験結果,ならびにNOAH―2コードによる計算値との比較もおこなった。▲今回の実験結果は,前回の0.54w/oPuO/2―UO/2燃料における実験結果とほぼ同じ程度の実験精度で求まり,プルトニウム燃料炉心における単位格子内熱中性子束分布の側定方法が確立した。▲NOAH―2による計算値との比較では,100%ボイドにおける実験値より0%ボイドの実験がよく一致した。▲

Intra-cell thermal neutron flux distributions in 0.87 w/o PuO-UO fuel (standard grade) loaded in 22.5 cm pitch lattice have been measured by means of dysprosium foil activation method for coolant void fractions of 0 % and 100 %. The results are compared with the results in 0.54 w/o PuO-UO fuel and the values calculated by NOAH-II code. Accuracy of the present experiments is found almost the same as that of 0.54 w/o PuO-UO fuel experiments. Therefore, it can be considered that the experimental method specially developed for measurement of intra-cell thermal neutron flux distributions on plutonium fuel has been established. The experimental result for coolant void fraction of 0 % agrees with the calculated value bettter than that for 100 %.