並列タイトル等Measurements of intra-cell thermal neutron flux Distributions for plutonium fuel lattice (I)
一般注記[期間] 1972年8月日$\sim$1973年9月 日、[目的] プルトニウム燃料を装荷した炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定をおこない,「ふげん」の核設計に使用されているコードとの比較をおこなう。[要旨] 0.54w/oPuO-UO/2燃料を装荷した22.5cmピッチ炉心において,冷却材ボイド率を0\%,30\%,70\%,100\%にした場合の単位格子内の熱中性子束分布をDy-A1合金箔を用いた箔放射化法によって求めた。またNOAH―2コードによる計算値との比較もおこなった。▲重水中の熱中性子束分布の精度が新しい測定用具を使用したたか向上し,また新しく圧力管内側,カランドリア管内側での測定により圧力管,カランドリア管における熱中性子束分布の様子がはっきりし計算との比較もより精密におこなえるようになった。▲NOAH-2による計算値との比較では、0\%, 30\%, 70\%ボイドにおける実験値より100\%ボイドの実験値がよく一致した。
Intra-cell thermal neutron flux distributions in 0.54 w/o PuO$_{2}$-UO$_{2}$ fuel loaded in 22.5 cm pitch lattice have been measured by means of dysprosium foil activation method for coolant void fractions of 0 \%, 30\%, 70\% and 100\%. These results are compared with values calculated by NOAH-II code. Thermal neutron flux distributions in D$_{2}$O moderator region were measureed with better accuracy ($\pm$1.5\%) with a new experimental technique. Measurements at the inside and outside of a pressure tube and a calandria tube were made with a foil handling technique which had been developed in the present experiment. As a result, the detailed comparison of thermal neutron flux distributions in the pressure and the calandria tube with the calculation could be performed. The experimental result for coolant void fraction of 100 \% agrees with the calculated value better than the results for 0 \%, 30\% and 70\%.
一次資料へのリンクURL/PNC-TN941-74-26.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System