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報告書

確率論的幾何形状モデルの軽水体系への適用について

森 貴正; 小嶋 健介*; 須山 賢也

JAEA-Research 2018-010, 57 Pages, 2019/02

JAEA-Research-2018-010.pdf:6.25MB

MVP/GMVPの確率論的幾何形状モデル(STGM)を軽水体系に適用した場合の特性を評価するために、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて、無限体系におけるパラメトリック・スタディと単純有限体系における使用済み燃料直接処分の臨界安全解析を実施した。その結果、STGMはUO$$_{2}$$燃料球の充填率(6.5%$$sim$$63.3%)によらず、燃料球径が大きくなると熱中性子利用率を過大評価し、その結果、無限増倍率を過大評価することが分かった。この結果は、使用する最近接球分布(NND、モンテカルロ法3次元剛体球空間分布計算コードMCRDFよるNNDと統計的一様分布に基づくNND解析式)には依存しない。STGMによる過大評価は、中性子パスの始点によって異なる分布の平均であるNNDを用いて燃料球を確率論的に配置するために個々の中性子の状況(燃料球分布の粗密と軽水領域の大きさ)が考慮されず、軽水の塊中での散乱が継続する効果を取り入れることができないことに起因すると推定された。

論文

Validation of MOSRA-SRAC for burnup of a BWR fuel assembly

小嶋 健介

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3283 - 3292, 2016/05

核特性解析への適用性を向上させるために、原子力機構では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、様々な計算モデルにおける本モジュールの適用性を検証することが求められている。この一連の検証の一環として、実験値との比較により、MOSRA-SRACの適用性を検証した。実験値としては、照射後試験SFCOMPO 99-5を選定した。この試験では、東京電力福島第二原子力発電所で使用された8$$times$$8BWR燃料集合体から引き抜かれたUO$$_{2}$$-Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$燃料棒の主要な重核種と核分裂生成物の組成が測定されている。比較の結果、実験値とMOSRA-SRACによる計算値はよく一致することがわかった。ウランおよびプルトニウム核種については、$$^{238}$$Puを除き、5%以内で一致した。$$^{238}$$Puは30%の過大評価となったが、これは燃料棒のボイド率履歴が不明であるためであると考えられる。核分裂生成物は、約10%以内で一致した。

論文

Development of multi-group neutron activation cross-section library for decommissioning of nuclear facilities

奥村 啓介; 小嶋 健介; 田中 健一*

JAEA-Conf 2015-003, p.43 - 47, 2016/03

原子力施設の廃止措置において発生する放射性廃棄物の安全性評価においては、構造物の放射化により発生する放射性核種インベントリの評価が必要である。その評価においては、場所や物質に依存する多様な中性子スペクトルで照射される多くの構造材中不純物核種の放射化に特に留意する必要がある。それゆえ、多くの核種と反応に対して正確な放射化断面積データが必要となる。そこで、近年公開された評価済核データライブラリJENDL-4.0及びJEFF-3.0/Aに基づき、原子力施設の廃止措置に適用するための新しい多群放射化断面積ライブラリ(MAXS)を開発した。同ライブラリは、VITAMIN-B6の199エネルギー群構造を有し、779核種に対する(n,$$gamma$$), (n,f), (n,2n), (n,3n), (n,p), (n,$$alpha$$), (n,d), (n,t), (n,n$$alpha$$), (n,np)反応等の断面積と核異性体比のデータを収納する。

報告書

燃料集合体配置及び燃焼度による軽水炉炉心からの漏洩中性子束スペクトルへの影響(共同研究)

小嶋 健介; 奥村 啓介; 小迫 和明*; 鳥居 和敬*

JAEA-Research 2015-019, 90 Pages, 2016/01

JAEA-Research-2015-019.pdf:1.95MB

軽水炉の廃止措置においては、格納容器や遮蔽体等の炉外構造物の放射化量の評価が重要である。これらの放射化量を決定する放射化部位における中性子束スペクトルが、燃料集合体配置及び燃焼度といった炉心の設定の違いに起因して変化する状況が考えられる。本研究の目的は、炉心設定の違いが放射化部位における中性子束スペクトルに与える影響を評価することである。この目的を達成するために、はじめに、具体的な燃料装荷パターンと燃焼度が異なる炉心を幾つか想定し、中性子拡散計算により炉心表面での部分中性子流スペクトルを求めた。次に、得られた炉心表面での部分中性子流を基に、炉外の放射化部位での中性子束スペクトルを中性子輸送計算により求め、炉心設定による影響を評価した。この結果、炉心設定による中性子束スペクトルの概形への影響は小さいことがわかった。ただし、炉心設定の違いにより中性子束の大きさが変化すること、及び、炉外周方向位置により中性子束スペクトル(大きさ、概形とも)が変化することに注意する必要があることがわかった。

論文

Sensitivity analyses of initial compositions and cross sections for activation products of in-core structure materials

山本 健土; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力

Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.233 - 249, 2015/00

バックエンド分野において、放射化生成物の生成量の予測精度を向上させるために、その生成起源となる初期組成元素及び生成経路上の核反応を正確に把握しておくことは重要である。このため、放射化生成物の主要な生成経路の定量的決定の優先度を評価するため、感度解析を実施した。本検討では、ORIGEN2.2コード及びJENDL-4.0に基づく1群断面積ライブラリセットORLIBJ40を使用し、燃料集合体やチャンネルボックスの材料であるジルコニウム合金、SUS304ステンレス鋼及びニッケル-クロム合金を解析対象とした。感度解析の結果より、主要な生成経路を構成する初期組成元素及び核反応が定量的に明らかとなった。また、複雑な生成経路を有する核種に対しても、主要な生成経路が明らかとなった。本検討で得られた結果は、不純物測定の分野や核データ分野において利用されることが期待される。

論文

Benchmark calculation with MOSRA-SRAC for burnup of a BWR fuel assembly

小嶋 健介; 奥村 啓介

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 9 Pages, 2014/09

核特性解析への適用性を向上させるために、原子力機構では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、様々な計算モデルにおける本モジュールの適用性を検証することが求められている。この一連の検証の一環として、東京電力福島第一原子力発電所において使用されていた、可燃性毒物を有するBWR燃料集合体の燃焼計算を題材にしたベンチマーク「Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIC」の解析を行った。しかしながら、本モジュールの体系入力における制限により、ベンチマーク体系の一部を均質化しモデル化する必要性があった。この均質化による影響を含め、本モジュールの適用性を検証するため、様々な計算体系に対する有効性が確認されている燃焼計算コードMVP-BURNとの比較を実施した。この結果、本モジュールの同集合体に対する適用性が検証され、その有効性が示された。さらに、この均質化による影響は、計算手法の違いによる影響に比べて小さいことが判明した

論文

Development of a calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(5), p.656 - 670, 2014/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の事故で放出された放射性物質による環境汚染の修復に向けた除染計画の立案を支援するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEでは、新たに開発した線量率計算手法を用い、短時間に様々な除染シナリオの効果を調べることができる。本論文では、CDEの設計概念、入出力データ、線量率計算手法、精度検証、除染計画の検討及び公開後の利用状況を取りまとめた。空間線量率は、土壌と大気からなる無限平板体型に配置した線源から周囲の領域への単位放射能当たりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地域の放射能分布を乗じて計算する。応答関数は、線源核種の放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。開発した手法の検証として、単純化した計算体系における空間線量率と除染範囲の関係をCDEと汎用放射線輸送計算コードPHITSを用いて計算した結果、両者は極めてよい一致を示した。また、伊達市下小国地区における除染前の空間線量率分布をCDEで計算し、実測値と比較した結果、CDEは実際の汚染地域における空間線量率を適切に再現できることを示した。以上から、CDEには十分な予測精度があり、今後の除染計画の立案に活用できることを確認した。

報告書

炉内構造物の放射化核種の主要な生成経路(共同研究)

山本 健土; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力

JAEA-Research 2013-038, 88 Pages, 2014/02

JAEA-Research-2013-038.pdf:3.15MB

放射化生成物の生成量の予測精度を向上させるためには、その生成起源となる初期組成元素及び生成経路上の核反応を正確に把握しておくことが重要である。本検討では、ORIGEN2コード及びJENDL-4.0に基づく断面積ライブラリセットORLIBJ40を使用し、炉内構造物の材料であるジルカロイ, SUS304, インコネル718を対象として、初期組成元素の感度解析及び断面積の感度解析を行うことにより、放射化生成物の生成量に影響を与える初期組成元素及び核反応を定量的に明らかにした。感度解析の結果を用いて、炉内構造物の放射化評価において重要な核種について、主要な生成経路をまとめた。

論文

Calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.1261 - 1263, 2013/11

放射性物質の放出により汚染された環境の修復に向けた除染計画の立案に資するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEは、土壌と大気からなる無限平板体系に配置した線源から周囲の領域への単位放射能あたりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地区における放射能分布をかけあわせ、空間線量率を計算する。応答関数は、線源核種である放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。空間線量率の計算精度検証のために、実際の除染モデル地区の地形及び放射能分布を入力したCDEの計算結果と、NaI(Tl)サーベイメータによる実測値を比較した。その結果、両者は非常によい一致を示した。このことから、CDEの予測精度は十分であり、今後の除染計画の立案に活用できることが確認された。なお、本発表は、2012年9月に開催された第12回放射線遮蔽国際会議(ICRS-12)における口頭発表が、"Best paper of the session"に選出されたため、米国原子力学会(ANS)に推薦され招待講演を行うものである。

論文

Nuclear data for severe accident analysis and decommissioning of nuclear power plant

奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力; 羽倉 洋行; 須山 賢也

JAEA-Conf 2013-002, p.15 - 20, 2013/10

福島第一原子力発電所1号機から3号機について、3次元核種インベントリと崩壊熱の計算評価をJENDL-4.0とMOSRAシステムを用いて行った。本計算では、径方向と軸方向の燃焼度とボイド分布を考慮して、約1400核種に対する核種インベントリを評価した。崩壊熱とその分布は、核種インベントリの計算結果から総和計算により評価した。崩壊熱の計算結果を過酷事故解析で使われる簡易評価式と比較し、総和計算と約20%以内で一致することを確認した。また、商用炉の廃止措置に対応するため、ORIGEN-S用の新しい放射化断面積ライブラリの開発を原子力機構と日本原電との共同研究として進めている。その現状と今度の計画について、核データと手法の観点から紹介する。

報告書

JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセット; ORLIBJ40

奥村 啓介; 杉野 和輝; 小嶋 健介; 神 智之*; 岡本 力; 片倉 純一*

JAEA-Data/Code 2012-032, 148 Pages, 2013/03

JAEA-Data-Code-2012-032.pdf:6.99MB

JENDL-4.0を中核とする近年の評価済み核データに基づき、核反応断面積,核分裂収率,核異性体比,半減期を修正した、核種崩壊生成計算コードORIGEN2用の断面積ライブラリセット(ORLIBJ40)を作成した。作成した断面積ライブラリは、PWRとBWRの代表的なUO$$_{2}$$燃料及びMOX燃料用のライブラリ(24個)と種々の高速炉燃料用のライブラリ(36個)である。本ライブラリを使用した軽水炉使用済み燃料の照射後試験解析等により、従来のORIGEN2ライブラリに比べて、特に、Am及びCmの同位体といったマイナーアクチノイド、EuやSmの同位体等の断面積に大きな感度を有する核分裂生成核種、並びに$$^{79}$$Se等の長寿命核分裂生成核種のインベントリや放射能評価において、予測精度が向上することを確認した。

論文

Production of the ORIGEN2 library based on JENDL-4.0 for high temperature engineering test reactor

小嶋 健介; 奥村 啓介; 岡本 力; 後藤 実

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/10

高温工学試験研究炉(HTTR)において用いられる燃料の燃焼後の組成,放射能及び崩壊熱等の燃焼特性の解析精度向上のために、HTTR用ORIGEN2ライブラリを開発した。新ライブラリの基礎となる断面積及び崩壊データは、JENDL-4.0及びENSDF等のデータを採用した。また、新ライブラリに用いる実効断面積及びエネルギー縮約に必要となる中性子スペクトルは、連続エネルギーモンテカルロ法を用いた燃焼計算コードMVP-BURNにより計算した。MVP-BURNは確率論的幾何形状モデル機能を備えており、HTTR燃料コンパクトの二重非均質性を精度よく扱うことができる。新ライブラリの性能検証として、新ライブラリを用いたORIGEN2計算結果及びMVP-BURNの計算結果の比較を実施した。この結果、両計算により得られた燃焼に伴う燃料組成の変化は良好な一致を示し、新ライブラリの精度が高いことがわかった。

論文

除染効果評価システムCDEを用いた除染計画の検討

佐藤 大樹; 大泉 昭人; 松田 規宏; 小嶋 健介; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

RIST News, (53), p.12 - 23, 2012/09

福島第一原子力発電所の事故により、環境中に放出された放射性物質に対する効率的な除染計画の立案を支援するために、除染効果評価システムCDEを開発した。CDEはグラフィカル・ユーザー・インターフェースを通した簡便な操作で、除染前後の空間線量率と除染効果(線量率減少係数)をシミュレーションし、その結果を除染対象領域の地形図上に可視化する。本稿では、CDEを用いた除染計画の検討方法の例として、福島県伊達市下小国地区を対象としたケーススタディの結果を示した。具体的には、集落において除染対象領域を順次拡大していった場合や除染方法を変更した場合の除染効果への影響を調べた。その結果、下小国地区の家屋周辺の空間線量率を効果的に低減させるには、一般的な除染方法を採用して、その周辺部の除染から実施することが望ましく、また畑やグラウンドを除染することで集落全体の空間線量率を下げることができるとわかった。本研究により、CDEのようなコンピュータ・シミュレーションを用いた除染計画検討の有用性が示された。

報告書

除染効果評価システムCDEの開発

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

JAEA-Research 2012-020, 97 Pages, 2012/08

JAEA-Research-2012-020.pdf:7.32MB

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故を受けて、福島県をはじめとする東日本各地では、除染による線量の低減化が期待されている。原子力機構では、除染作業で効果的に線量率を低減させる計画の立案を支援するため、除染効果評価システムCDE(Calculation system for Decontamination Effect)を開発した。CDEは、環境中に分布する放射性セシウムに対して作成した線量寄与データベースを用いて、適用する除染技術に応じた放射性物質の除去効果(除染係数)から、除染前後の空間線量率を計算する。これにより、除染効果を示す線量率の減少(線量率減少係数)が得られ、その結果は除染対象地域の地図上に可視化される。計算結果の妥当性は、3次元放射線輸送コードPHITSを用いた除染領域と線量低減効果の解析結果と比較して検討した。これにより、CDEは短時間の計算で、PHITSによる解析と同等の精度で結果を与えることが確認された。本報告書では、CDEの概要,計算手法,検証解析を示すとともに、付録として線量計算プログラムのソースコードと取扱説明書を掲載する。

論文

Development of the ORIGEN2 library for light water reactors based on JENDL-4.0

奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力

JAEA-Conf 2012-001, p.89 - 94, 2012/07

JENDL-4.0に基づく軽水炉用のORIGEN2ライブラリ(ORLIBJ40)を開発した。使用済み燃料の照射後試験解析によりライブラリ検証を行った結果、従来のライブラリ(オリジナル版及びORLIBJ33)に比べて、特にマイナーアクチノイド(Np, Am, Cm同位体)や断面積に大きな感度がある核分裂生成物(EuやSm同位体)に対して、顕著な改善効果が見られた。また、ガラス固化体廃棄物の地層処分の長期安全性評価において重要とされる$$^{79}$$Seや$$^{135}$$Csといった長寿命核分裂生成物の放射能量が半減期データの改訂により大きく改善された。

論文

New ORIGEN2 libraries based on JENDL-4.0 and their validation for long-lived fission products by post irradiation examination analyses of LWR spent fuels

小嶋 健介; 奥村 啓介; 浅井 志保; 半澤 有希子; 岡本 力; 利光 正章; 伊奈川 潤; 木村 貴海; 金子 悟*; 鈴木 健介*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

高レベル放射性廃棄物の品質管理及び長期安全性評価において、使用済燃料中の長寿命核分裂生成物(LLFP)の正確なインベントリ評価が重要である。日本では、実用軽水炉の使用済燃料の組成を評価する際に燃焼計算コードORGEN2が広く使われているが、同コードに組み込まれているライブラリは古く、また、分析が困難なために測定データが不足している$$^{79}$$Se, $$^{99}$$Tc, $$^{126}$$Sn及び$$^{135}$$Cs等のLLFPに対する評価が不十分である。使用済燃料組成等のインベントリ評価の精度向上を図るため、最新核データライブラリであるJENDL-4.0の中性子断面積や核分裂収率等を用いて、新たなORIGEN2用ライブラリを作成した。Cooper, Calvert-Cliffs-1, H. B. Robinson-2, 大飯原発1号機の実機使用済燃料サンプルに対する照射後試験解析に新ライブラリを用いた結果、新ライブラリは、LLFPのインベントリ評価に対し、良い適用性を示すことがわかった。

論文

Prediction accuracy improvement of neutronic characteristics of a breeding light water reactor core by extended bias factor methods with use of FCA-XXII-1 critical experiments

久語 輝彦; 安藤 真樹; 小嶋 健介; 福島 昌宏; 森 貴正; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 北田 孝典*; 竹田 敏一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(4), p.288 - 303, 2008/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.42(Nuclear Science & Technology)

拡張バイアス因子法(PE法及びLC法)の有効性をFCA-XXII-1臨界実験を用いて水冷却増殖炉心に適用することにより調査した。拡張バイアス因子法の特徴が数値的に以下の通り確認できた。活用できる実験をすべて活用すれば最も設計予測値の持つ誤差を低減できる。PE法はどのような実験の組合せを用いても設計計算値の持つ誤差を低減することができる。PE法がLC法に比べて設計予測精度が向上する。また、本研究の結果、以下のことがわかった。実機炉心の$$^{238}$$U捕獲率対$$^{239}$$Pu核分裂率比(C28/F49)に対して、LC法では予測精度の向上は見られないが、PE法では、実効増倍率(K$$_{rm eff}$$)に関する実験結果がC28/F49に関する実験結果より効果的で予測精度が向上する。実機炉心の冷却材ボイド反応度に対して、単一実験結果を使用する場合はPE法ではボイド反応度に関する実験結果がK$$_{rm eff}$$に関する実験結果より効果的で予測精度は向上するが、複数の実験結果を使用する場合は、両手法ともK$$_{rm eff}$$に関する実験結果の組合せがボイド反応度に関する実験結果の組合せより効果的で、PE法による単一実験結果を使用したときよりも予測精度が向上する。これらから、実機核特性(K$$_{rm eff}$$, C28/F49及びボイド反応度)に対して、K$$_{rm eff}$$に関する実験結果がそのほかの実験結果よりも効果的であると結論できる。これらの結果から、PE法は複数のベンチマーク実験結果を用いることによりモックアップ実験の補完する有望な手段であると結論できる。

論文

Application of bias factor method with use of exponentiated experimental value to prediction uncertainty reduction in coolant void reactivity of breeding light water reactor

久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 森 貴正; 竹田 敏一*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.73 - 82, 2008/00

本研究では、実機炉心とは逆の符号を持つ反応度価値測定値、すなわち実機炉心とは逆の符号の感度係数を持つ実験値を使用する場合に従来バイアス因子法では予測誤差が増加する問題を解決するため、バイアス因子法に累乗化実験値の概念を導入し、これをFCA-XXII-1臨界実験を活用して水冷却増殖炉心の冷却材ボイド反応度の予測誤差低減へ応用した。数値計算結果から、従来法では予測精度の改善が見られなかったのに対し、累乗化実験値概念が予測精度を向上させることが確認された。よって、累乗化実験値概念が効果的に実験結果を活用するとともに、バイアス因子法の適用性を拡張するものであると結論づけられる。

論文

Application of bias factor method with use of virtual experimental value to prediction uncertainty reduction in void reactivity worth of breeding light water reactor

久語 輝彦; 森 貴正; 小嶋 健介; 竹田 敏一*

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

MOX燃料稠密格子軽水炉のためにFCA22-1炉心を用いた臨界実験結果を活用して、水冷却増殖炉のボイド反応度価値の予測誤差の低減を評価した。本研究では、仮想実験値として累乗化した実験値を用いてバイアス因子法を拡張した。この拡張による実機炉心特性の予測誤差の低減について定式化した。数値計算の結果、本概念により誤差が低減することが示された。本概念の導入は、実験データを有効に活用するとともに、バイアス因子法の適用方法を拡張するものであると結論づけられる。

論文

Preliminary evaluation of reduction of prediction error in breeding light water reactor core performance

久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 松岡 正悟*

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05

MOX燃料稠密格子水冷却炉心用に実施したFCA臨界実験を活用して、バイアス因子法に基づき、水冷却増殖炉実機炉心性能の予測誤差の低減を予備的に評価した。k$$_{eff}$$に対する予測誤差は、FCA-XV-2(65V)炉心の結果を用いることにより、0.62%から0.39%に減少した。$$^{238}$$U捕獲対$$^{239}$$Pu核分裂反応率比については、実機の上部炉心及び上部ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(95V)炉心及びFCA-XV-2(95V)炉心が適し、実機の下部炉心及び中間ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(65V)炉心及びFCA-XV-2(65V)炉心が適していることがわかった。

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