燃料無交換炉心のための核特性評価技術の開発 IV

• 岡嶋 成晃

  日本原子力研究所

• 福島 昌宏

  日本原子力研究所

• 山岡 光明

  (株）東芝

• 森木 保幸

  (株）東芝

• 川島 正俊

  (株）東芝

• 横山 次男

  (株）東芝

• 竹田 敏一

  大阪大学

• 北田 孝典

  大阪大学

• 松村 哲夫

  (財) 電力中央研究所

• 名内 泰志

  (財) 電力中央研究所

書誌事項

タイトル別名

• Development of Neutronic Analysis Technique for Non-refueling Reactor Core IV
• (1) Reference Core in FCA Mockup Experimental Program for 4S Reactor
• (1) FCA臨界実験基準炉心

抄録

超小型高速炉４Ｓの核設計手法の確立とその計算精度評価に資するために、原研高速炉臨界集合体（FCA）を用いた臨界実験を計画し、着手した。ここでは、基準炉心の臨界性について、計算と実験を比較した。

収録刊行物

• 日本原子力学会　年会・大会予稿集

  日本原子力学会　年会・大会予稿集 2005s (0), 167-167, 2005

  一般社団法人 日本原子力学会

キーワード

• 小型高速炉
• 長寿命炉心
• 反射体
• 臨界実験
• FCA
• 臨界性

詳細情報

• CRID: 1390001205717910784
• NII論文ID: 130007026854
• DOI: 10.11561/aesj.2005s.0.167.0
• データソース種別:
  • JaLC
  • CiNii Articles
• 抄録ライセンスフラグ: 使用不可