Okajima, Shigeaki; Sakurai, Takeshi; Osugi, Toshitaka; Oigawa, Hiroyuki
FCAを用いた一連の高転換軽水炉模擬実験において、反応度価値測定を実施した。測定項目は、核燃料物質および中性子吸収物質の中心サンプル反応度価値と模擬制御棒反応度価値である。これらの測定結果を、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。核燃料物質の中心サンプル反応度価値では、全体に計算が20~25%実験値を過小評価した。中性子吸収物質の中心サンプル反応度価値では、計算は実験値を過小評価するが、
B濃縮度によるC/E値への依存性は見られなかった。Hfサンプルの反応度価値のC/E値は、B
Cのそれよりも全般に小さい値を示した。模擬制御棒反応度価値では、中心サンプル反応度価値での傾向と同様に、計算が実験値を過小に評価した。Hfについても、中心サンプル反応度価値の結果と同様に、BCに比べて、C/E値は小さい値を示した。
no abstracts in English
使用言語 |
: | Japanese |
|---|---|---|
報告書番号 |
: | JAERI-M 90-042 |
ページ数 |
: | 53 Pages |
発行年月 |
: | 1990/03 |
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論文URL |
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キーワード |
: | 反応度価値; 高転換軽水炉; 中心サンプル反応度価値; 制御棒; ウラン; プルトニウム; B |
Access |
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- Accesses |
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Altmetrics |
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