書店で探す
全国の図書館の所蔵
国立国会図書館以外の全国の図書館の所蔵状況を表示します。
所蔵のある図書館から取寄せることが可能かなど、資料の利用方法は、ご自身が利用されるお近くの図書館へご相談ください
その他
JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System
デジタル連携先のサイトで、学術機関リポジトリデータベース(IRDB)(機関リポジトリ)が連携している機関・データベースの所蔵状況を確認できます。JOPSS:JAEA Originated Papers Searching Systemのサイトで この本を確認
書店で探す
書誌情報
この資料の詳細や典拠(同じ主題の資料を指すキーワード、著者名)等を確認できます。
- 資料種別
- 規格・テクニカルリポート類
- 著者・編者
- 井澤 一彦青山 康夫曽野 浩樹小川 和彦柳澤 宏司
- 出版年月日等
- 2007-02
- 出版年(W3CDTF)
- 2007-02
- 並列タイトル等
- Analyses of neutronic characteristics of STACY heterogeneous cores composed of 6wt%-enriched uranyl nitrate solution containing gadolinium and 1.5cm-lattice-pitch fuel pins
- タイトル(掲載誌)
- JAEA-Technology 2007-001
- 本文の言語コード
- jpn
- 対象利用者
- 一般
- 一般注記
- 出版タイプ: NA日本原子力研究開発機構の定常臨界実験装置STACYでは、2006年度に、非均質炉心での臨界実験を実施している。当該炉心は、可溶性毒物(ガドリニウム)を添加した硝酸ウラニル溶液燃料($^{235}$U濃縮度6wt\%)及び格子間隔1.5cmで配置した二酸化ウラン棒状燃料($^{235}$U濃縮度5wt\%)333本で構成される。その実験に先立ち、当該炉心の核的安全性及び核的制限値の評価を目的として核特性解析を行った。解析対象とした項目は、臨界,反応度及び原子炉停止余裕に関するパラメータである。解析には、モンテカルロコードMVP及び核計算コードシステムSRACを使用し、断面積ライブラリにはJENDL-3.3を用いた。解析の結果、当該実験で使用するすべての燃料条件下において、原子炉停止余裕が安全基準に適合する見通しであることを確認した。また、運転時に制限値の確認を容易に行うため、臨界液位,反応度等に関する解析値を補間する簡易推定式を評価した。A series of critical experiments is conducted in FY 2006 using a heterogeneous core of the Static Experiment Critical Facility (STACY) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In the experiment, the core is composed of uranyl nitrate solution ($^{235}$U enrichment 6wt\%) containing soluble poison (gadolinium) and 333 pins of uranium dioxide ($^{235}$U enrichment 5wt\%) loaded at a latticepitch of 1.5cm. Prior to the experiment, the following neutronic characteristics were analyzed to assess safety of the core and operation parametor limits: criticality, reactivity and reactor shutdown margins. In the analyses, a Monte Carlo code, MVP, and a neutronics code system, SRAC, were used with an evaluated nuclear data library, JENDL-3.3. From these analyses, it was confirmed that the reactor shutdown margins would comply with the safety criteria under all conditions of the fuel used in the experiments. Simplified formulas for criticality and reactivity were also evaluated based on the analyzed values which are utilized to confirm the operation parameter limits during operations of the core.
- 一次資料へのリンクURL
- /JAEA-Technology-2007-001.pdf (fulltext)
- オンライン閲覧公開範囲
- インターネット公開
- 連携機関・データベース
- 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース(IRDB)(機関リポジトリ)
- 提供元機関・データベース
- 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System