モンテカルロ法によるJRR-3改造炉心の詳細臨界計算

Detailed Criticality Calculation of the Upgraded JRR-3 Research Reactor by Monte Carlo Method

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原研のJRR-3改造炉の核設計は、熱中性子炉体系標準核設計コードシステムSRACを用いて行われた。臨界計算ではセル計算で作成した均質化少数群定数が使われるとともに炉心はR-Z2次元形状で模擬された。この方法で得られた結果の精度を実効増倍係数につき再検討することを目的として、原研で整備中の臨界安全評価コードシステムJACSに収納されている多群定数ライブラリMGCLと多群モンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENOを用いて詳細な臨界計算を行った。この計算結果から、JRR-3改造炉の停止余裕とワン・ロッド・スタック・マージンはJRR-3改造炉設計方針に定められている核的制限値に対して十分な余裕を持つことが再確認できた。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 85-139
ページ数	:	34 Pages
発行年月	:	1985/09
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-85-139.pdf:0.86MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-85-139
キーワード	:	Monte Carlo Method; JACS; Criticality Calculation; Effective Multiplication Factor; JRR-3
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : M19850139
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