黒鉛減速体系におけるモンテカルロコードを用いた炉内詳細中性子束分布評価

Evaluation of detailed 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を対象として、中性子輸送計算モンテカルロコードMVPを用いて中性子束分布の解析精度の検証を行った。その結果、特に燃料領域では実測値と解析値の差異は軸方向について平均で約0.5%、径方向については平均で約0.6%と精度良く予測可能であることを明らかとした。

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使用言語	:	Japanese
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発表会議名	:	日本原子力学会九州支部第39回研究発表講演会
開催年月	:	2020/12
開催都市	:	福岡(online)
開催国	:	日本
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