実用高速炉の遮へい設計; モンテカルロ計算コードMCNPによるORNLナトリウム透過実験解析

Shielding design of JSFR; Evaluation of the ORNL sodium transmission measurements by using Monte Carlo code MCNP

Sasaki, Kenji*; Naito, Katsuaki*; Oki, Shigeo; Okubo, Tsutomu; Kotake, Shoji*

実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)の2次系ナトリウムの放射化量はモンテカルロ計算コードMCNPと核データJENDL-3.3を用いて評価している。Oak Ridge National Laboratory(ORNL)で実施されたナトリウム透過実験の解析を同計算手法にて行い、中性子のナトリウム透過に対する計算精度,実用高速炉のナトリウム放射化量評価に適用する補正係数を評価した。

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使用言語	:	Japanese
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発表会議名	:	日本原子力学会2011年春の年会
開催年月	:	2011/03
開催都市	:	福井
開催国	:	日本
キーワード	:	no keyword

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受委託・共同研究相手機関	:	三菱FBRシステムズ; 日本原子力発電

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登録番号 : BB20103744
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