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Validation of simplified evaluation models for first peak power, energy, and total fissions of a criticality accident in a nuclear fuel processing facility by TRACY experiments

核燃料処理施設における臨界事故の第1ピーク出力,エネルギー及び全核分裂数の簡易評価式のTRACY実験による検証

野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典

Nomura, Yasushi*; Okuno, Hiroshi; Miyoshi, Yoshinori

臨界事故時の第1ピーク出力,エネルギー及び全核分裂数を予測するための簡易評価式が、1点炉近似動特性方程式を用いた理論的考察により開発された。溶液燃料中の核種組成依存性は、評価式導出に用いた密度及び比熱の実験式の適用範囲によって決まる。臨界事故時の温度上昇は、フランスのCRAC実験により評価され、評価式による予測値の上限及び下限を与える。評価式は、元々ステップ状反応度投入の状況を仮定して導かれたが、ランプ状の反応度投入に対しても近似値に成立することが理論式による考察によって示され、原研のTRACY実験で取得されたデータによって検証された。これにより、ここで述べる簡易評価式は、高濃縮ウランを用いたフランスのCRAC実験ばかりでなく、低濃縮ウランを用いたTRACY実験によっても検証された。

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分野:Nuclear Science & Technology

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