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JRR-3改造炉用燃料貯蔵設備の臨界安全性

Nuclear Criticality Safety of Fuel Element Storage for Upgraded Reserch Reacotr JRR-3

鶴田 晴通; 岩崎 淳一*; 市川 博喜

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JRR-3改造炉の20%濃縮U・Al$$_{x}$$-Al燃料要素を貯蔵する場合の、臨界安全性を評価した。すなわち、貯蔵する配列について、燃料要素数、燃料要素間隔及び減速材としての軽水の密度をパラメータとして、臨界計算を行った。また、中性子吸収材が増倍係数に及ぼす効果も調べた。結果は、JRR-3改造炉の燃料貯蔵設備が、考えられるいかなる状況下に置かれても、十分に未臨界であることを示している。これらの計算結果は、種々な条件下における増倍係数を内挿によって推定できるようにまとめられている。

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