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高温工学試験研究炉(HTTR)の核特性の概要

Nuclear characteristics of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

後藤 実 ; 野尻 直喜 ; 中川 繁昭 ; 藤本 望

Goto, Minoru; Nojiri, Naoki; Nakagawa, Shigeaki; Fujimoto, Nozomu

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor:HTTR)は、高温ガス炉の技術基盤の確立を目的として、日本原子力研究所に設置された、原子炉熱出力30MW,ヘリウムガス冷却-黒鉛減速型の我が国初の高温ガス炉である。これまでに、核特性にかかわる試験として、最小臨界測定,過剰反応度測定,中性子束分布測定等が行われた。試験結果と計算コードを用いた解析結果は、おおむね良い一致を得ており、用いた計算コードの妥当性を検証することができた。これにより、これらの計算コードが将来の高温ガス炉の核設計に有用であることが示された。

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