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論文

Core and safety design for France-Japan common concept on sodium-cooled fast reactor

高野 和也; 大木 繁夫; 小澤 隆之; 山野 秀将; 久保 重信; 小倉 理志*; 山田 由美*; 小山 和也*; 栗田 晃一*; Costes, L.*; et al.

EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.35_1 - 35_9, 2022/12

日仏高速炉協力を通じ、仕様共通化タンク型高速炉に係る技術検討を進めている。仏実証炉ASTRID600の設計をベースに、ODS鋼被覆管を用いた高燃焼度化炉心や自己作動型炉停止機構といった日本の高速炉実用化に向けた技術の実証が可能である見通しを得た。また、コアキャッチャ等により炉容器内事象終息を目指すASTRID600におけるシビアアクシデント緩和策は、日本における安全設計方針とも整合している。ASTRID600をベースに仕様共通化を図ることで両国の炉心燃料及び安全設計分野の高速炉技術の実証に有用であることを示した。

論文

OECD/NEA expert group on uncertainty analysis for criticality safety assessment; Current activities

Ivanova, T.*; Fernex, F.*; Kolbe, E.*; Vasiliev, A.*; Lee, G. S.*; Woo, S. W.*; Mennerdahl, D.*; 長家 康展; Neuber, J. C.*; Hoefer, A.*; et al.

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors; Advances in Reactor Physics to Power the Nuclear Renaissance (PHYSOR 2010) (CD-ROM), 15 Pages, 2010/05

臨界安全関連トピックスの情報交換の促進,不確定性解析のための手法とツールの比較,性能評価,臨界計算妥当性評価のための安全で効率的な手法の選択/開発の支援を目的として、2007年12月、臨界安全に関するOECD/NEAのワーキングパーティにおいて、臨界安全評価のための不確定性解析に関する専門家グループを発足した。現段階では、本グループは臨界計算の妥当性評価手法に着目している。その手法の多様化に伴い、各手法について詳細に調査し、性能評価することは、臨界安全コミュニティにとって有益である。また、これらの手法を評価する人,使用を考えている人,開発者にとっても有益である。フェーズIとして、類似性評価,$$k_mathit{eff}$$バイアスの定義,バイアスの不確定性,類似体系の選択を含む妥当性評価手法についてベンチマーク計算により比較した。手法の説明とベンチマーク結果は、妥当性評価手法の現状レポートとしてまとめる予定である。本論文では、専門家グループの現在と将来の活動、現在用いられている妥当性評価手法,フェーズIベンチマーク結果について報告する。

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