中性子検出器の応答計算

Response calculation of a neutron detector

佐藤 理*; 高木 俊治*

not registered; Takagi, Shunji*

連続エネルギーモンテカルロ法中性子・線輸送計算コードMCNP-4Aを用いて「常陽」の使用済燃料貯蔵プールに設置された燃焼度測定装置の中性子検出器の応答計算を行った。ここでは、中性子増倍を考慮しない場合の使用済燃料から放出される中性子に対する中性子検出器の応答を計算し、中性子増倍を考慮した場合の検出器応答と比較することにより、使用済燃料による中性子増倍の検出器応答への影響を評価した。この計算の結果、中性子増倍によって検出器の計数が増えるのみならず、軸方向計数率分布が変化を受け、増倍を無視した場合の方がより応答分布は平坦であることが判った。

The responses were calculated for the burnup measurement equipment placed in the spent fuel storage facility beside JOYO by using the continuous energy Monte Carlo code "MCNP-4A". In this work, the responses were calculated without cosidering the neutron multiplication in a spent fuel and were compared to the responses considering neutron multiplication to clarify the effect of neutron multiplication in a spent fuel. The calculated results show that the neutron multiplication in a spent fuel not only increases the count rates but also influence to the axial count rate distribution. This count rate distribution was flattened by the neutron multiplication.