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モンテカルロコードを用いた黒鉛減速体系における詳細熱中性子束分布評価

Evaluation of detailed thermal neutron flux distribution in graphite-moderated reactor by Monte-Carlo code

中川 直樹*; 藤本 望*; Ho, H. Q.   ; 濱本 真平  ; 長住 達; 石塚 悦男   

Nakagawa, Naoki*; Fujimoto, Nozomu*; Ho, H. Q.; Hamamoto, Shimpei; Nagasumi, Satoru; Ishitsuka, Etsuo

臨界集合体であるVHTRCを対象炉として、モンテカルロコードMVPを用いて詳細な熱中性子束分布 の解析精度の検証を行った。この結果、特に燃料領域については実測値と解析値の差異は平均で約0.75%に収まり、燃料温度, 燃料濃縮度に依らず高精度な予測が可能であることが明らかになった。

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