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J-GLOBAL ID：202202239404188411   整理番号：22A0363139

京都大学臨界実験集合体における高濃縮ウラン燃料を用いた軽水減速および軽水反射炉心のモンテカルロ解析

Monte Carlo analyses of light-water-moderated and light-water-reflected cores with highly-enriched uranium fuel at Kyoto University Critical Assembly

著者 (2件)： Pyeon Cheol Ho (Institute for Integrated Radiation and Nuclear Science, Kyoto University, Osaka, Japan) ,  Morioka Kota (Department of Fundamental Energy Science, Graduate School of Energy Science, Kyoto University, Kyoto, Japan)
資料名： Journal of Nuclear Science and Technology  (Journal of Nuclear Science and Technology)
巻： 59  号： 2  ページ： 257-265  発行年： 2022年02月 
JST資料番号： W2314A  ISSN： 0022-3131  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： 臨界度,反応度,および反応率の実験データを用いて,京都大学臨界実験集合体における軽水減速および軽水反射炉心の解析へのモンテカルロ計算の適用性を調べた。高熱化炉心に対して,ENDF/B-VII.1およびJENDL-4.0を伴ったMCNP6.2を用いて,固有値バイアスの臨界状態での中性子スペクトルに対する依存性を臨界は実証した。また,反応度と反応率解析は,実験と計算の間の不確実性の許容範囲内で妥当な結果を提供した。さらに,2つの主要な核データライブラリーの間の有意差は明らかでなかった。結果から,HEU燃料と軽水減速材から成る高熱化炉心において,臨界が過大評価される問題を強調する必要がある。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.

シソーラス用語： *臨界集合体 ,  *高濃縮ウラン ,  原子炉反応度 ,  核反応率 ,  *モンテカルロ法 ,  熱化 ,  核データライブラリー ,  計算機コード ,  中性子スペクトル ,  中性子減速
準シソーラス用語： ENDF【核データ】 ,  JENDL ,  MCNPコード ,  *京都大学臨界実験集合体

著者キーワード (5件)： 高濃縮ウラン ,  軽水減速材 ,  臨界 ,  KUCA ,  MCNP

分類 (1件)： 原子炉内の中性子の挙動  (MD02010U)

タイトルに関連する用語 (6件)： 京都大学臨界実験集合体 ,  高濃縮ウラン ,  燃料 ,  軽水 ,  減速 ,  モンテカルロ解析