TCA軽水減速ウラン炉心におけるNp-237サンプル反応度価値の測定と解析

抄録

水対燃料体積比(Vm/Vf)を0.56～3と幅広く変化させた6つのウラン炉心を原子力機構の軽水臨界実験装置TCAに構築し、その炉心中央でNp-237酸化物のサンプルの反応度価値を測定し、JENDL-3.3核データと連続エネルギーモンテカルロコードMVPで実験解析を行った。