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)Au(n,)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。