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報告書

Calculation of neutron flux characteristics of dalat reactor using MCNP4A code

T.V.Hung*; 坂本 幸夫; 安田 秀志

JAERI-Research 98-057, 25 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-057.pdf:1.04MB

Dalat炉の中性子束特性であるエネルギースペクトル、中性子束絶対値及び照射孔に沿った分布をMCNP4Aコードで計算した。すべての計算はパーソナルコンピュータで実施した。各ケースの計算時間は約2日であった。計算体系は500Wで運転される炉心を正確にモデル化した。中性子束及びスペクトルフィッティング因子$$alpha$$は5%以内で実験値と一致した。計算で得たエネルギースペクトルを用いてカドミウム比及び$$^{197}$$Auの実効断面積を計算した。この計算ではJENDL及びIRDF82の核データを用いた。計算結果の比較から、(1)カドミウム比は計算値/実験値で表した不一致がIRDF82の場合に1~6%、JENDLの場合に4~8%であり、(2)$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au実効断面積はJENDLまたはIRDF82を用いても殆ど同一の値を与えた。

報告書

NSRR実験孔内中性子束および$$gamma$$線量率の評価,2

橋倉 宏行*; 斎藤 伸三; 岡 芳明*; 柳沢 一郎*; 大友 正一

JAERI-M 9142, 49 Pages, 1980/10

JAERI-M-9142.pdf:0.96MB

NSRRの実験孔内に実験用カプセル及びアルミニウム減速層を挿入した場合の実験孔内の中性子束及びガンマ線量率分布を測定した。ニ次元輸送計算コードTWOTRAN-IIによりこれらの値を計算により求め相互比較した。実験孔内に実験用カプセルを挿入した場合、無挿入の場合と比較して中性子束は約1/10、$$gamma$$線量率は1/2~1/3低くなり、アルミニウム減速層の場合には中性子束$$gamma$$線量率とも1/4~1/5の低下であった。また、二次元輸送計算の結果、実験孔内がポイドの場合は中性子反応率、$$gamma$$線量率とも場所によっては実験値と100%以上異なるが、アルミニウム減速層挿入の場合には約50%の誤差の範囲内で両者は一致した。

報告書

NSRR実験孔内中性子束および$$gamma$$線量率の評価,1

斎藤 伸三; 岡 芳明*; 橋倉 宏行*; 柳原 敏; 大友 正一; 久我 弘之*; 小野 寛*

JAERI-M 8474, 52 Pages, 1979/10

JAERI-M-8474.pdf:5.6MB

NSRRの実験孔内における中性子束、中性子スペクトル及びガンマ線量率を測定し評価した。その結果、炉心中央位置における熱中性子束は3.5$$times$$10$$^{6}$$n/cm$$^{2}$$・sec/Watt、ガンマ線量率は1.4$$times$$10$$^{2}$$R/h/Wattであり、これらは設計計算時の値と良い一致を示した。ただし、ガンマ線のバックグラウンドとして700~800R/hの線量率がある。中性子スペクトルはかなり硬くカドミウム比で2~4であり、また炉心から離れるに従い中性子の方向性が顕著である。N/$$gamma$$比は10$$^{4}$$~10$$^{5}$$n/cm$$^{2}$$・sec/R/hでやや小さく、比較的小さな鉄製の散乱体を置くことによりこの値は数倍となる。放射線によるフィルムの感光は、ガンマ線量では1~2R以下、中性子量では10$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$以下であればその影響は少ないことがフィルムの退射実験より判明した。

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