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J-GLOBAL ID：201702213113298596   整理番号：17A1625899

MCNPXコードを用いた大規模ガス冷却高速炉におけるトリウム燃料実現可能性の解析【Powered by NICT】

Analysis of thorium fuel feasibility in large scale gas cooled fast reactor using MCNPX code

著者 (5件)： Ibrahim Amr (High Institute for Engineering and Technology at Al-Obour, Cairo, Egypt) ,  Aziz Moustafa (Nuclear Regulatory Commission and Radiological, Nasr City, Cairo, Egypt) ,  EL-Kameesy S.U. (Faculty of Science, Physics Department, Ain Shams University, Cairo, Egypt) ,  EL-Fiki S.A. (Faculty of Science, Physics Department, Ain Shams University, Cairo, Egypt) ,  Galahom A.A. (Higher Technological Institute 10th of Ramadan City, Sharkia, Egypt)
資料名： Annals of Nuclear Energy  (Annals of Nuclear Energy)
巻： 111  ページ： 460-467  発行年： 2018年 
JST資料番号： C0325D  ISSN： 0306-4549  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 本稿では大規模ガス冷却高速炉(GCFR)におけるトリウム燃料実現可能性を調べた。本研究で使用した中性子工学ベンチマーク,GFR2400はフランスCEAにより提案された2400MWth GFR概念に対応している。MCNPX計算コードがGFR2400コアの3次元不均一モデルを設計した。トリウム燃料サイクルの性能の詳細な実現可能性解析は,参照炉心設計の天然ウランベクトルのための代替稔性燃料としてのトリウムを用いて行った。コアを特徴づける最も重要な中性子パラメータは寿命(BOL)条件の開始と同様に燃焼時の両面から決定した。,開放および平衡サイクル時の炉心挙動と安全関連パラメータの明示的特性化を可能にするために実施した三次元コアサイクル毎のシミュレーション。トリウムベースコアはBOLとオープンサイクル状態の両方に受け入れ制御と安全性パラメータと良好な核特性を示した。減圧反応度効果とコア膨張係数(軸方向と半径方向の)は,ウランをコアに比べて改善を示した。しかし,この改善は実効遅発中性子比率(βeff)の劣化により補償されるとドップラー反応度効果。同位体核変換と燃料燃焼度の結果は,開放と閉鎖両サイクルで動作し,それ自身のMAベクトルとプルトニウムの軽水炉を自己リサイクルへのコアの能力を確認した。ウランGFR2400コアを含む他の高速炉の場合しかしながらとして,燃料サイクル閉鎖は分解する安全関連パラメータ引き起こす。Copyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

シソーラス用語： プルトニウム ,  ベンチマーク ,  計算機コード ,  軽水型原子炉 ,  *トリウム ,  核燃料サイクル ,  核変換 ,  中性子 ,  リサイクル ,  ウラン ,  安全性 ,  ニュートロニクス ,  核燃料燃焼度 ,  *高速中性子型原子炉
準シソーラス用語： *MCNP , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (6件)： トリウム ,  高速炉 ,  GCFR ,  Pu ,  マイナーアクチニド ,  MCNPX

分類 (2件)： 核燃料一般  (MD08010K) ,  原子炉核特性  (MD02040B)

タイトルに関連する用語 (7件)： MCNPX ,  大規模 ,  ガス冷却高速炉 ,  トリウム ,  燃料 ,  実現可能性 ,  解析