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報告書

鋼及びステンレス鋼の反射体節約に関する計算

小宮山 和真*; 奥野 浩

JAERI-Research 94-047, 39 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-047.pdf:0.89MB

はじめに、米国ORNLで実施された4.98wt%濃縮フッ化ウラニル水溶液(ウラン濃度909gU/l)の臨界実験を解析した。溶液は、0.079cm厚のSUS304製円筒容器に入り、その外側を厚さ0~5cmの間で7通りに厚さを変えた鋼で巻いている。解析にはJACSコードシステムを用いた。この実験体系に対する中性子増倍率の計算誤差は約-2.1%$$Delta$$kで、鋼反射体の厚さに依存しないことが分った。次に、鋼反射体を取り除き、その代わりに燃料領域の直径を増やして臨界計算を行い、鋼の反射体節約$$delta$$$$_{ST}$$を求めた。その結果、$$delta$$$$_{ST}$$=0.87T-0.064T$$^{2}$$(T:鋼の厚さ)の関係を得た。そのほか、「臨界安全ハンドブック」の記載データからステンレス鋼SUS304の反射体節約$$delta$$$$_{SS}$$を求めた。4wt%濃縮UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$Oの均質混合燃料で、ウラン濃度が600~4000gU/lの間で増加すると反射体節約も増加する傾向が得られた。

口頭

ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分,3; MOXバイパック燃料集合体の製造,RIARにおける製造結果

小宮山 和真*; 田中 康正*; 鹿倉 榮*; 河西 善充*; 川太 徳夫; 矢野 総一郎; Kisly, V.*; Lipatov, A.*

no journal, , 

高速炉燃料集合体信頼性実証等事業におけるウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料製造は、ロシア原子炉科学研究所(RIAR)において、振動充填(バイパック)燃料製造法によってなされ、MOXバイパック燃料集合体を製造する。燃料製造に使用するプルトニウムには、ロシア余剰核兵器プルトニウムも含まれ核不拡散に寄与する。本事業では事業開始である2004年8月から2007年3月までに計15体のMOXバイパック燃料集合体の製造を計画していたが、予定通りその製造を完了した。

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