高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の解析

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の解析
• 著者・編者: 角田 弘和; 中野 正文; 弘田 実彌
• 著者標目: 角田 弘和; 中野 正文; 弘田 実彌
• 出版年月日等: 1980-10
• 出版年（W3CDTF）: 1980-10
• 並列タイトル等: Analysis of Reaction Rate and Sample Worth Measured in Simurated LMFBR Meltdown Cores
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 9091
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: FCAにおける高速炉の炉心溶融模擬体系であるVIII-2集合体で測定された、核分裂率分布、核分裂率比およぴサンプル反応度価値の解析を行なった。本解析では、炉心溶融事故を扱う際の炉計算手法の適用性を検討する為、輸送(S$_{N}$)、拡散および修正拡散計算法をとり上げ、測定値とこれらの比較を行なった。炉定数はJAERI FAST VersionIIから作成した。燃料スランピング体系での核分裂率については、拡散計算はポイド領域のみならず高密度燃料領域でも実験値を再現しない。一方輸送計算はS$_{4}$Po近似でも実験値と比較的良く一致する。ポイド領域の拡散係数を変更して用いる修正拡散法は、燃料移動に伴う中性子束分布の変化については、さほどの改善をもたらさない。Puサンプル反応度価値についても、拡散計算では不十分であり、輸送計算によって不一致の改善がなされる。しかし、一部には依然不一致の問題が残り、より詳細な検討が必要である。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-M-9091.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-9091.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 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）; https://irdb.nii.ac.jp
• 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

• 要約等: FCAにおける高速炉の炉心溶融模擬体系であるVIII-2集合体で測定された、核分裂率分布、核分裂率比およぴサンプル反応度価値の解析を行なった。本解析では、炉心溶融事故を扱う際の炉計算手法の適用性を検討する為、輸送(S$_{N}$)、拡散および修正拡散計算法をとり上げ、測定値とこれらの比較を行なった。...