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※一部、英文及び仏文を自動翻訳した日本語訳を使用しています。
序章
原子炉の設計と運転には、原子炉が臨界になる条件と、その条件が変化したときの未臨界または超臨界の程度についての知識が必要です。さらに、たとえば、熱制限と安全制限の要件を確実に満たすために適切な出力と温度の分布を推測するための前提条件として、原子炉コンポーネント内の中性子反応速度の空間分布に関する知識が必要です。反応速度の空間分布と反応性は両方とも、モックアップまたは運転中の反応器自体のいずれかで、適切な実験手法によって測定することができ、また測定されてきました。これらの量は、さまざまな手法によって計算することもできます。利用可能な原子炉実験データは、妥当なマージン内で定常状態の中性子計算を検証するために使用されています。より正確な核断面が利用可能になり、より洗練された計算方法が開発されると、定常状態の発電炉の結果の信頼性が大幅に向上するでしょう。
Introduction
The design and operation of nuclear reactors require knowledge of the conditions under which a reactor will be critical, as well as the degree of subcriticality or supercriticality when these conditions change. In addition, knowledge is required of the spatial distribution of neutron reaction rates in reactor components as a prerequisite, for example, for inferring proper power and temperature distributions to ensure the satisfaction of thermal-limit and safety-limit requirements. Both reaction-rate spatial distributions and reactivity can be and have been measured by suitable experimental techniques, either in mock-ups or in the operating reactors themselves. These quantities can also be calculated by various techniques. Available reactor experimental data have been used to validate the steady-state neutronic calculations within reasonable margins. As more accurate nuclear cross-sections become available and more refined calculation methods are developed, the reliability of the results of the steady-state power reactors will be considerably enhanced.