日本原子力学会 2014年春の年会

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一般セッション

III. 核分裂工学 » 301-1 炉物理,核データの利用,臨界安全

[O01-03] 炉物理実験・実験解析1

Wed. Mar 26, 2014 2:30 PM - 3:25 PM O (1号館 12N)

座長:左近敦士(近大)

[O03] The improvement of design calculations by already existing critical experiments - an application to infinite neutron multiplication factor of a PWR fuel assembly of 6wt% mean enrichment

平均濃縮度6wt%の PWR 17×17燃料集合体の無限増倍率への適用

Takuya UMANO1, Mitsuaki YAMAOKA1, Kenichi YOSHIOKA1, Satoshi SUGAHARA2 (1.Toshiba Corporation Power Systems Company Power & Industrial Systems Research & Development Center, 2.Toshiba Corporation Power Systems Company Isogo Engineering Center)

Keywords:PWR 17x17 fuel assembly, 6wt% mean enrichment, Already existing critical experiment data, Design calculation, Representativity factor, Correction

これまで実施されたNCAでのPWR臨界実験等の知見をもとに代表性因子の考え方に基づいて、PWR17×17燃料集合体(平均濃縮度6wt%)の無限増倍率の計算値を補正してより正しい値を推定することを検討した。計算手法については日本原子力学会で継続発表してきたもの(2010年春の年会、2011年秋の大会、2012年秋の大会、2013年春の年会)。計算手法の検証がほぼ終了し、工学的適用例として今回の結果を発表する。