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[en] The thermal neutron fine flux distribution in AGR-type fuel elements is investigated for different fuel densities in the cluster, by using Dy-fails. The relative error of the measurements (one standard deviation), is 1.8%-3.0%. The experimentally derived variation of the terminal neutron flux from the cluster towards its center is compared with that calculated by using simple cluster models and one-group diffusion theory. (orig.)
[de]
Durch Bestrahlung von Dysprosium-Tabletten wurde die feine Flussverteilung thermischer Neutronen im AGR-Brennelement experimentell untersucht. Dabei wurde die Menge des spaltbaren Materials im Brennelement beruecksichtigt. Der relative Fehler der einzelnen Messwerte schwankt in einem Bereich von 1.8% und 3.0%. Es wurde die relative Aenderung des Flusses thermischer Neutronen von der Peripherie zum Zentrum hin berechnet und mit den aus der Diffusionstheorie fuer monoenergetische Neutronen gewonnenen Resultaten verglichen. Ebenfalls konnte ein Vergleich mit Hilfe von verschiedenen geometrischen Modellen erreicht werden. (orig.)Journal
Atomkernenergie Kerntechnik; ISSN 0004-7198; 
; v. 38(2); p. 257-265
; v. 38(2); p. 257-265