Analysis of SHE critical experiments by neutronic design codes for experimental very high temperature reactor

多目的高温ガス実験炉の核設計コードによる半均質臨界実験装置における臨界実験の解析

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多目的高温ガス実験炉の核設計に使用されている計算コードの精度検討を目的として、半均質臨界実験装置で行われた各種の臨界実験を解析した。核設計コードとしては燃料格子の中性子スペクトルを求め、さらに燃焼依存の群定数を作成するDELIGHT-6コード、炉心の核特性と熱特性を同時に考慮して計算する3次元炉心解析コードCITDEGAおよび輸送計算コードANISN-JRとTWOTRAN-IIがある。これらのコードを用い、臨界質量、中性子束分布、可燃性毒物棒価値、制御棒価値の実験解析を行った結果、実験と解析の相違はそれぞれ0.57%、5%、7%および5%以内であった。本解析結果より核設計に使用している計算コードがほぼ妥当なものであると言える。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	22
号	:	5
ページ数	:	p.358 - 370
発行年月	:	1985/05
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	VHTR; Nuclear design; accuracy; SHE; Critical experiment; Rod worth; Nuclear codes; DELIGHT; CITDEGA

特許データ	:
PDF	:

論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.22.358
研究データの公開先DOI	:
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
Web of Science® Times Cited Count	:	被引用回数：評価・統計等のため最新の被引用回数を確認したい場合は、直接Web of Science®をご確認ください。 http://www.webofknowledge.com/wos
InCites™	:	パーセンタイル：81.94 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19844085
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 7329

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