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秋濃 藤義
JAERI-M 82-207, 180 Pages, 1982/12
原子炉の炉心核設計において、炉心の熱中性子スペクトルを正確に把握するには、減速材の熱中性子散乱断面積の適否が主要な要因となる。そこで常温から800
Cの高温黒鉛体系、および常温の軽水均質体系および軽水-天然ウラン非均質体系における0方向の角度熱中性子スペクトル測定をLINAC-TOF法で行い、計算との比較から熱中性子散乱モデル(黒鉛に対しYoung-Koppelモデル、軽水に対しHaywoodモデルを採用)の熱中性子スペクトルの記述能力を調べた。また、この熱中性子スペクトルの計算方法を用い黒鉛減速20%濃縮ウラン半均質臨界実験装置(SHE)における臨界質量、実験用可燃性毒物棒および実験用制御棒の反応度価値等の実験解析を行い、計算予測精度を明確にした。これらの実験結果は高温ガス実験炉の核設計の計算精度評価に使用された。
内藤 俶孝
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(11), p.826 - 832, 1977/11
被引用回数：2反応度の減速材温度係数を推定するためには、Zfの温度依存性と炉心からの中性子漏洩を解析することが必要である。Zfの温度依存性は多くの研究者により研究されてきたが、中性子漏洩の温度依存性はほとんど研究されていない。十字型制御棒を有するBWR炉心においては、高速中性子の反射体への漏洩と熱中性の制御棒への漏洩の2種類の中性子漏洩を考慮しなければならない。JPDR-?(BWR)炉心における温度係数の測定が減速材温度20Cから275Cの範囲で行われた。中性子漏洩の温度依存性を評価するために、JPDR-?炉心における温度係数が空間3次元中性子束分布計算コードDIFFUSION-ACEを用いて解析された。この解析の結果は、反射体への中性子漏洩量と制御棒への中性子漏洩量の比率を精度良く求める必要があることを示している。即ち、BWR炉心における温度係数の算出には実際の制御棒パターンでの中性子漏洩量を求めなければならない。
