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J-GLOBAL ID:202002237614410608   整理番号:20A1184510

プール型研究用原子炉の円筒ビームチューブ内の中性子-ガンマ束分布【JST・京大機械翻訳】

Neutron-gamma flux distributions in cylindrical beam tubes of pool-type research reactor
著者 (3件):
資料名:
巻:号:ページ: 161-169  発行年: 2020年 
JST資料番号: W4692A  ISSN: 2520-1352  資料種別: 逐次刊行物 (A)
記事区分: 原著論文  発行国: ドイツ (DEU)  言語: 英語 (EN)
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原子炉では,様々なダクトが放射線遮蔽に装備されている。研究開発のための実験施設に使用されるビーム管はそれらの一つである。ダクトの出口だけでなく中性子とガンマ光子のフラックス分布を推定することは非常に重要である。これは実験と放射線防護の観点から必要である。これらのフラックスプロファイルを推定する一つの方法は,輸送法を用いることであり,別の方法は,異なる形状をもつ種々のビーム管における流れ中性子とガンマ光子のエネルギー空間分布を記述する半経験式を用いることである。離散座標近似を用いた決定論的輸送方法は,ストリーミング問題を正確にモデル化できない。これは,流動経路の方向に十分な数の角度メッシュ点を組み込むことができないためである。これは,光線効果(中性子輸送の計算法におけるMillerとLewis,Wiley,New York,1985)をもたらす。この光線効果は,非常に小さい散乱と局在化源を持つ問題(放射遮蔽など)で発生する。このような問題において,スカラーフラックス分布において生じる可能性がある異常(計算スカラーフラックスにおける非物理的振動)がある。その結果,かなりの過小評価が起こる。モンテカルロ輸送法は,ストリーミング問題を扱う最良の方法であると思われる。しかし,小さい統計誤差による信頼できる結果は,合理的な計算時間で必ずしも得られない。したがって,半経験式の使用は,適切な精度とより少ない時間で結果を与える。本論文では,ビーム管を通しての中性子とγ光子の流れを半経験式を用いて計算し,モンテカルロ結果と比較した。ここでは,円筒ダクトを考慮し,半経験式によって得られた結果はモンテカルロコードから得られたものと同等である。中性子-γフラックス測定を行うと,結果はさらに検証できる。Copyright Society for Reliability and Safety (SRESA) 2020 Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】
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分類 (3件):
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線量計測・計測器  ,  放射線遮蔽  ,  原子炉核特性 

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