第9章 大洗工学センターにおけるATR研究開発

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表9.3.1 重水臨界実験装置の主要目





図9.3.2 Pu燃料炉心構成例

ドや詳細計算(解析)コードに使用されている各種近似の精度チェックに使用し、これらの精度評価ないしは改良された計算コードを通して「ふげん」の核設計に役立てることを基本としている。
 DCAを用いて進めた、主な実験項目は次のとおりである。
臨界量及び物質バックリング
 臨界水位を測定し、「ふげん」の設計に用いたコードの精度、モデルの総合的チェックを行った。
ボイド反応度・ボイド係数
 冷却材部分を軽水で満たした場合、模擬ボイドを入れた場合や完全にボイドにした場合の反応度を測定した。
 また、DCAの実験は、プルトニウム富化天然ウラン燃料集合体を装荷した「ふげん」の初期炉心96体の核特性、装荷すべき燃料集合体の体数の決定などの基礎になっている。
各種温度反応度係数
 燃料体の温度を600℃まで、冷却材の温度を80℃まで、減速材の温度を80℃まで、それぞれ上昇させて反応度変化を測定し、「ふげん」の温度反応度係数の決定に寄与した。
制御棒の反応度効果



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