The Neutron Spectrum from a Fission Source in Graphite

Abstract

Time-of-flight measurements of the neutron angular flux spectrum in graphite have been made to provide a standard of comparison for neutron penetration calculations. The spectrum from 0.002 eV to 15 MeV was measured with an accuracy of ±13 to 32% and a resolution of ±2 to 10%, at angles from 0 to 60° and penetrations to 66 cm. Comparisons with Monte Carlo and discrete ordinates calculations using ENDF/B cross sections indicate fairly good agreement except in resonances and near zero degrees for discrete ordinates. Scalar fluxes have also been calculated with the moments method.Se han realizado mediciones de tiempo de vuelo del espectro de flujo angular de neutrones en grafito para proporcionar un estándar de comparación para los cálculos de penetración de neutrones. El espectro de 0,002 eV a 15 MeV se midió con una precisión de ±13 a 32% y una resolución de ±2 a 10%, en ángulos de 0 a 60° y penetraciones de 66 cm. Las comparaciones con Monte Carlo y los cálculos de ordenadas discretas usando secciones transversales ENDF/B indican un acuerdo bastante bueno excepto en resonancias y cerca de cero grados para ordenadas discretas. También se han calculado flujos escalares con el método de los momentos.