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Analysis of overall temperature coefficient of reactivity of the VHTRC-1 core with a nuclear design code system for the High-Temperature Engineering Test Reactor

高温工学試験研究炉の核設計計算手法を用いたVHTRC-1の反応度温度係数の解析

山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一

Yamashita, Kiyonobu; Murata, Isao; Shindo, Ryuichi

本報は、VHTRCの室温から200$$^{circ}$$Cまでの炉心昇温実験より得られた実効増倍率及び反応度温度係数を高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計計算手法を用いて解析し、解析値と実験値の比較より得た低濃縮ウラン炉心の温度特性評価精度の評価結果を報告するものである。核設計計算手法に用いる計算コードはDELIGHT-7、TWOTRAN-2及びCITATION-1000VPである。DELIGHT-7コードは、特にHTTRの燃料核特性を評価するため著者らにより開発された高温ガス冷却炉・格子燃焼特性解析コードである。この精度評価では、解析値と実験値が極めてよく一致したことから、HTTRの核設計計算手法は低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の温度特性を適切に評価できることが明らかとなった。

no abstracts in English

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分野:Nuclear Science & Technology

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