SHE-8炉心の制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数の解析; VHTR核設計法の精度検討,2

An Analysis of Control Rod Reactivity Worth and Prompt Neutron Decay Constant of SHE-8 Critical Assembly - Accuracy Investgation of VHTR Nuclear Design Method (2) -

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濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEにおける実験のうち、SHE-8炉心を対象に実験用制御棒の反応度価値と、臨界時即発中性子減衰定数の解析を行ない、実験値と比較・検討した。解析では、中性子スペクトル計算に高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を、また炉心の中性子減衰定数の算出には2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いるものとし、輸送近似と出来る限り厳密な空間モデルを採用した18群S6PO計算を行なった。解析の結果、制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数とも5%程度の誤差範囲で実験値と一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法がほぼ妥当なものであることが確認された。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 9911
ページ数	:	32 Pages
発行年月	:	1982/02
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-9911.pdf:1.08MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-9911
キーワード	:	VHTR; Nuclear Design; Accuracy Analysis; DELIGHT-5; TWOTRAN-2; SHE; Critical Experiment; Control rod reactivity worth; Prompt Neutron Decay Constant; Alpha-eigenvalue
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : M009911
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