高速炉安全解析コードの現状と問題点

Present Status and Problems on Safety Evaluation Codes for Fast Reactors

平川 直弘; 斎藤 伸三

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原子炉にさまざまな異常な事態が生じた場合の原子炉の振舞いを解析し,原子炉が安全に保たれる条件を見出したり,万一,原子炉が破損するようなことがあった場合にも,核分裂生成物(F.P.)やプルトニウム(Pu)が公衆に対して過度の被曝を与えないことを証明することが原子炉安全解析の主な目的であろう。原子炉の振舞いを解析するためには,まずドップラー係数やNaボイド係数あるいは原子炉の小さな形状変化に対する反応度変化などが正しく与えられなければならず,その意味ではこれらも安全性解析計算であるが,本稿ではこうしたいわゆる静的な計算については触れないこととする。

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