次世代高速炉の炉心核設計手法
書誌事項
- タイトル別名
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- Core Neutronics Design Method for Next Generation FBRs
- Verification and Validation Methodology for Core Neutronics Design Method
- （３）核設計手法のV&V方法論
説明
高速炉は実証炉の開発段階にあり、プラント運転実績が少なく、実機炉心での実測データが非常に少ないことから、高速炉の核設計手法に対し軽水炉と異なる検証ロジックが必要となる。そこで、JAEAと三菱重工は、共同して大型高速炉のV&V方法論を検討の上、模擬臨界実験データ、「もんじゅ」実機での試験データ及び3次元モンテカルロ計算による数値実験を組み合わせ、大型高速炉の特徴を踏まえた検証ロジック（案）をまとめた。
収録刊行物
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- 日本原子力学会 年会・大会予稿集
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日本原子力学会 年会・大会予稿集 2012s (0), 172-172, 2012
一般社団法人 日本原子力学会
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詳細情報 詳細情報について
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- CRID
- 1390001205726924416
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- NII論文ID
- 130007038420
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- 本文言語コード
- ja
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- データソース種別
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- JaLC
- CiNii Articles
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- 抄録ライセンスフラグ
- 使用不可
