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Evaluation of the shielding characteristics test around the reactor core in the prototype FBR MONJU

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宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 弟子丸 剛英; Hikichi, T.*; Nakashima, F.*

Usami, Shin; Suzuoki, Zenro; Deshimaru, Takehide; Hikichi, T.*; Nakashima, F.*

「もんじゅ」性能試験においては、「しゃへい性能に係わる設計裕度の確認」と「しゃへい解析手法の妥当性の確認」及び「将来炉のための基礎データの取得」を目的として、炉物理試験段階において、中性子検出箔及びB-10比例係数管を用いた「原子炉まわりしゃへい性能測定」を実施した。そして、得られた反応率測定データを対象に、JENDL-3.2核データファイルを用いてしゃへい設計手法による解析を行い、しゃへい設計要求条件との比較、設計裕度及び反応率C/E値の核データファイル間の違い等を評価した。

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