Development of Neutronic Analysis Technique for Non-refueling Reactor Core IV

DOI

Bibliographic Information

Other Title
  • 燃料無交換炉心のための核特性評価技術の開発_IV_
  • (1) Sodium Void Experiment in Reference Core of FCA Mockup Experiment
  • (1) 基準炉心におけるNaボイド実験

Abstract

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)を用いた臨界実験の一環として、基準炉心においてNaボイド実験を実施し、計算と比較した。

Journal

Details

  • CRID
    1390001205717784832
  • NII Article ID
    130007026670
  • DOI
    10.11561/aesj.2005f.0.175.0
  • Data Source
    • JaLC
    • CiNii Articles
  • Abstract License Flag
    Disallowed

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