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報告書

A Revision of MUTUAL; A Computer code for analysing nuclear criticality safety on array system

奥野 浩; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 栗林 克明*

JAERI-M 89-140, 32 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-140.pdf:0.65MB

MUTUALは配列体系の臨界安全解析コードである。その原版は1986年に公開された。以下の3点においてMUTUALを改訂した。(1)入力形式をボックス型から絶対座標型に変更した。(2)固有値方程式を最小固有値を求めるものから最大固有値を求めるものに変更した。(3)立体角を計算するサブルーチンで、鏡像ユニットからの寄与分が正しく取入れられるように改めた。この報告書は改訂後のMUTUALの使用手引書である。

論文

Analysis of ex-core detector response measured during nuclear ship Mutsu land-loaded core critical experiment

板垣 正文; 阿部 純一*; 栗林 克明*

Nuclear Technology, 78(8), p.140 - 150, 1987/08

炉外中性子検出器の応答は、炉内中性子源分布のみならず減速材の熱中性子吸収の変化にも依存することがある。この例として、「むつ」陸上臨界試験で予想外の大きな検出器応答が測定された。この試験では制御棒パターン変更のつどボロン濃度を変化させて臨界調整しており、ボロンの熱中性子吸収変化に呼応して検出器指示値が変化した。このボロン効果は従来の検出器応答計算法では取り扱うことができない。CrumpとLeeの方法による従来法に対してボロン効果が扱えるように修正を加えた。補正係数を1次元輸送コードANISNにより計算した。新しい計算手法により陸上臨界試験の実測値をよく再現することができた。船用炉や発電用軽水炉への検出器応答計算適用に関して議論がなされる。

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