Development and valiation of nuclear design code system for High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

高温工学試験研究炉の核設計コードシステムの開発及び検証

Yamashita, Kiyonobu; Shindo, Ryuichi; Murata, Isao

本発表は、高温工学試験研究炉の核設計計算用コードシステムの内容を説明し、本コードシステムが十分な計算精度を有することを明らかにするものである。本コードシステムの計算精度評価には、VHTRCの実験データの解析を行なった。この解析より実効増倍率、制御棒反応度価値、反応度調整材反応度価値、出力分布に関する本コードシステムの評価誤差は、各々1%k、2.6%、0.6%及び2.9%であることが明らかとなった。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1
巻	:
号	:
ページ数	:	p.350 - 358
発行年月	:	1990/09
発表会議名	:	Int. Topical Meeting on the Safety Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities
開催年月	:	1990/10
開催都市	:	America
開催国	:
キーワード	:	HTGR Reactor; Nuclear Design; Effective Multiplication Factor; HTTR; VHTR; Control Rod Worth; Burnable Poison Verification

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登録番号 : B19900726
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 9993

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