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坂田 肇
日本原子力学会誌, 11(5), p.301 - 305, 1969/00
新型転換炉(ATR)の研究開発の一環として重水臨界実験装置(DCA)を建設し,炉物理の研究を実施する計画が進められている。ATR炉型はよく知られているように圧力管型の重水減速,軽水沸騰冷却炉で,クラスタ燃料,軽水,圧力管,熱絶縁層,カラソドリア管,重水で炉心が構成されている。重水域連打領域にはさらに多重円筒の制御棒やブースタ燃料が装荷されていて非均賢良の強い体系である。したがって,この体系の核的特性を精度よく実験的に把握し,炉心設計法の信頼度を高めることは重要な課題である。特に安全性につながるボイド係数,経済性につながるP
燃料装荷炉心に開する情報は重要である。
