日本原子力学会 年会・大会予稿集
2003年秋の大会
セッションID: D36
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臨界実験解析
燃焼後燃料の炉物理試験とその解析(1)
参照炉心臨界体系の解析
川島 克之山本 徹*桜田 光一青木 繁明
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抄録
MOX燃料の燃焼計算、核計算の体系的評価を行うため、臨界試験装置を用いた燃焼後燃料の炉物理試験を実施中であるが、一連の臨界試験の基準となるウラン燃料参照炉心の臨界体系についてMVP及びSRACコードによる解析を実施し、臨界固有値等の測定値と比較検討した。本検討は、経済産業省からの委託による燃料集合体信頼性実証「全炉心混合酸化物燃料信頼性実証」の一環として実施した。
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© 2003 一般社団法人 日本原子力学会
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