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JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび
Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。
no abstracts in English
使用言語 |
: | Japanese |
|---|---|---|
報告書番号 |
: | JAERI-M 87-063 |
ページ数 |
: | 133 Pages |
発行年月 |
: | 1987/04 |
| : | ||
論文URL |
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キーワード |
: | Benchmark Calculation; JRR-4 HEU Code; SRAC Code System; Excess Reactivity Criticality; Control Rod Worth; Thermal Neutron Flux Distribution; Void Coefficient Mass Coefficient; Temperature Coefficient; Kinetic Parameter; |
Access |
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