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論文

A Method to calculate sensitivity coefficients of reactivity to errors in estimating amounts of nuclides found in irradiated fuel

奥野 浩; 須山 賢也; 酒井 友宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(3), p.240 - 242, 1998/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.06(Nuclear Science & Technology)

燃焼燃料の貯蔵・輸送などの臨界安全評価において、これまでは新燃料を仮定するのが通例であった。しかし、核燃料の高燃焼度化に伴い、経済性・合理的安全設計の観点から燃焼を前提とした臨界安全管理・評価が要求されるようになってきた。その実現のためには、核種組成を正確に把握できることが大切である。臨界安全上の重要度は、各種の種類やその置かれている場所により異なる。燃料重要度関数との類似性により、核種重要度関数を導入した。これを用い、核種量計算誤差に対する中性子増倍率の感度を示す感度係数の表式を与えた。OECD/NEAで燃焼計算のベンチマーク対象となったPWR燃焼燃料棒のセル体系に対し、感度計数を計算した。各核種の存在量を変化させて臨界計算を行う直接的計算により得られた感度係数とよく一致した。報告された燃焼計算結果を例として、核種量の推定誤差が中性子増倍率の計算に及ぼす影響を示した。

論文

球形減速材付BF$$_{3}$$比例計数管のエネルギー応答特性の評価

浅野 芳裕

保健物理, 22, p.445 - 451, 1987/00

放射線防護上中性子測定を行う場合、その対象とするエネルギー範囲は熱領域から10数MeVにおよぶ。この広いエネルギー範囲を測定するものとしてポリエチレンなどの減速材と中性子検出器を組み合わせた減速材付検出器がよく用いられている。これらの検出器のエネルギー応答特性の多くは中性子輸送計算やモンテカルロ計算によって得られたものであり、高い信頼性を得るためには加速器を用いた単色中性子線などによる実験値と計算値との比較がなされる必要がある。そこで今回、球形のBF$$_{3}$$カウンタを内蔵した減速材の厚さが1cmから14cmまでの8種類の球形減速材付検出器を製作し、そのエネルギー応答特性を実験および計算を行うことにより評価し良好な結果が得られたので報告する。

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