炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

＜委員会報告・｢炉物理研究委員会｣活動報告＞｢未臨界炉の炉物理｣ワーキングパーティー活動報告
東北大学・工岩崎智彦【1】はじめに

炉物理研究委員会「未臨界炉の炉物理」ワーキングパーティー（WP）では、これまで臨界安全管理の視点から研究されてきた「未臨界」に関する項目を、加速器駆動未臨界原子炉システム（ADS）をターゲットにして、理論、解析の面から炉物理的な検討を総合的に行うことし、以下の4項目を検討した。

（1）

未臨界度の理論（2）

未臨界炉のベンチマーク解析（3）

未臨界炉における未臨界度の設定（4）

未臨界炉における未臨界度の測定と監視

以下、各項目について順に説明する。
なお、本 WP に運営に当たっては、京都大学原子炉実験所専門ワークショップ制度を活用させていただいた（本報告添付の「会議開催状況」参照）。紙面を借りて御礼申し上げる。

ＷＰメンバー（順不同）岩崎智彦（東北大、リーダー）、山根義宏、北村康則（名大）、代谷誠治、三澤毅、小林啓祐（京大）、竹田敏一（阪大）、工藤和彦（九大）、阪元重康（東海大）、橋本憲吾（近大）、山根剛、岡嶋成晃、辻本和文、西原健司、杉暉夫（原研）、横堀仁（新型炉技術）、青木繁明（三菱）、藤村幸治（日立）、毛利智聡（川重）、石川眞（サイクル機構）、伊藤大一郎、寺田明彦（三井造船）、菊地茂人（東芝）、安藤良平（東芝）、西尾正英（NUPEC）【2】未臨界度の理論（1）目的未臨界度について、今のところ理論的に十分に整理されているとは言えない（特に未臨界度が-50-

炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

深い場合や外部中性子源が局在化している場合など）。「未臨界度」自身について理論的な検討を行い、「未臨界度」についての整理を行う。

（2）具体的成果

未臨界度の理論の整理
以下の論文に纏めている。

“ A New Static Dynamic One-Point Equation and Analytic and Numerical Calculation for a
Subcritical System ”
K. NISHIHARA, T. IWASAKI and Y. Udagawa,
Journal of Nuclear Science and Technology, 40 (2003)[Abstract] In this study, we derived a new one-point equation based on the balance of thefission neutrons. The equation has the same form as the conventional equation using k eff ,which represents the neutron balance in the whole core. The variable of the new equation are
the number of fission neutrons and delayed neutron precursors; and the coefficients are themultiplication rates of prompt fission neutrons, delayed neutrons and source neutrons. In theconventional equation, the variables are weighted by the adjoint flux; in other words, they areadjusted to the critical state. The variables in the new equation correspond to actual values in a
deep subcritical state, hence, the physical meaning of each term is clear. The dynamic behaviorof a slab core with an external source was analyzed through calculations based on the newequation. Deterministic and probabilistic calculations of the equation were performed for atypical accelerator-driven system in the static state.
未臨界度に関する用語の整理と提案
上記論文に纏めた通り、未臨界度を厳密に表すには、いくつかの新たな物理量を用いる必要がある。WP では、これらを含め、未臨界度の理論に関する物理量を整理するとともに、新たに持ち込まれた量についてはその呼び名を付けた。表 1 にそれをまとめて示す。これらの量の詳細については、添付１に示している。

-51-

炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

表 1 未臨界度に関係する物理量 （添付１参照）
記 号

和 名

英 名

k eff

実効増倍係数(率)Effective multiplication factor

 1
Qeff = − 1S
k

 eff

実効中性子源Effective neutron source

ϕ * = Qeff Q

中性子源実効度

Neutron source effectiveness

M =S Q

中性子増倍(度)Neutron multiplication

SS +Q

未臨界増倍率Subcritical multiplication ratekf

核分裂中性子増倍率

Fission neutron multiplication ratekq

源中性子増倍率Source neutron multiplication rate

k sub =

S = 体系の核分裂中性子総数 [n/sec]

Q = 体系の中性子総源 [n/sec]【3】未臨界炉のベンチマーク解析（1）目的
原子炉の核計算手法は臨界体系を対象として構築され、計算精度の向上が図られてきた。従って、現行の計算手法は、加速器駆動炉のように中性子源が局在した深い未臨界体系の核特性を、臨界炉と同等の精度で予測しうる保障は無い。ここでは、FCA をはじめとする過去の未臨界度測定実験データを参考にしながら、加速器駆動未臨界炉を想定した体系（高速炉系ならびに熱中性子炉系）に対するベンチマーク問題を設定する。そして、その問題に対して、参加者各自が持つ解析コード・ライブラリを用いた解析を行い、相互比較を行う。

（2）具体的成果

ベンチマーク問題の設定
WP では、まず、未臨界体系に対する計算ベンチマークを設定する目的で、国内で行われた未臨界体系に対する実験について調査した。その結果、以下の 3 施設で行われた実験をベンチマーク問題のベースとして選んだ。
-52-

炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

日本原子力研究所 高速臨界集合体 FCA
日本原子力研究所 臨界集合体 TCA
京都大学原子炉実験所 臨界集合体 KUCA
選ばれた施設で行われた実験について検討を行い、3 種類の未臨界体系ベンチマーク問題を作成した。設定したベンチマーク問題の仕様（例として TCA）を添付した。

ベンチマーク問題の解析
時間の制約から、WP では、作成した 3 つのベンチマーク問題の内、FCA および TCA の二つのベンチマーク問題について、WP メンバーによりベンチマーク解析・比較を行った。ベンチマーク解析には、いずれも 10 程度の機関が参加した。解析には特定の計算手法（コード・ライブラリなど）を指定せず、機関独自の手法により解析を行うこととし、その解析結果を持ち寄った。具体的な結果の一例として、上述した TCA ベンチマークの実効増倍率（表 2）、未臨界増倍率（図 1）の比較を以下に示す。

表 2 TCA ベンチマーク解析結果 － 3 体系に対する実効増倍率 －実 験 体 系

13×13

11×1111×11-25

三菱重工

MCNP4bJENDL-3.2

0.892

0.816

0.721

名古屋大学

MVP

JENDL-3.2

0.89080.81900.7198MVPJENDL-3.3

0.88610.81340.7167川崎重工

MVP

JENDL-3.3

0.88710.81250.7166

三井造船

MCNP4cJENDL-3.2

0.89100

0.814860.72060

MCNP4cENDF/B-VI

0.881400.80660

0.71333

原研

THREEDANTJENDL-3.2

0.89290.81970.7269

東芝

THREEDANTJENDL-3.2

0.89461

0.822540.73045TWODANTJENDL-3.20.89554

0.823100.72972

三菱重工

CITATIONJENDL-3.2

0.895

0.8230.740

東北大学

CITATIONJENDL-3.2

0.8692

0.78700.6866

CITATION (3次元)

JENDL-3.2

0.87379

0.79567

0.70233

CITATION (2次元)

JENDL-3.20.87217

0.793440.70126

東芝-53-炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

中 性 子 源 位 置

1.00
TCA 13*13
0.90

0.80
ksubMES
Nagoya Univ.
JAERI
Tohoku Univ.

0.70

MES
MCNP4c0.8814
Nagoya Univ. MVP
0.8861JAERI
THREEDANT 0.8929
Tohoku Univ. CITATION
0.86920.60

0.50-200204060
Z (cm)

80100120140

図 1 TCA ベンチマーク解析結果― 中性子源位置を異なる位置に置いたときの未臨界度増倍率 k-sub －TCA に対しては、モンテカルロコード（MCNP、MVP）、輸送コード（THREEDANT、TWODANT）、拡散コード（CITATION）により計算が行われている。モンテカルロコード、輸送計算コードはよく一致した結果を示した。拡散コードの計算結果は、モンテカルロコード、輸送計算コードに比べて過小評価の結果を与えた。これらから熱体系においては、輸送計算手法は比較的深い未臨界度（0.8～0.9）においても、比較的良い計算精度を有していることと言える。

【4】未臨界炉における未臨界度設定（1）目的
現在いくつかの機関で進められている ADS 設計においては、システムの未臨界度の設定はきわめて重要なものであるが、現在まで未臨界度の設定について明確な整理は行われていない。本
WP では、ADS 設計における未臨界度の設定手法の検討を行い、ADS 炉設計における未臨界度設定などの考え方をまとめる。

-54-

炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

（2）具体的成果

未臨界度の設定に関する調査
ADS の未臨界度設定については、過去に二つの研究例（OECD/NEA、韓国）が報告されている。
また、ADS と類似の炉型である高速炉「もんじゅ」における制御棒設計において、似たような設計が報告されている。また、（東北大）岩崎により、Pb-Bi 型 ADS に対する未臨界度設定に関する研究が行われている。本 WP ではこれらの研究を調査し、比較検討し、未臨界度の設定の考え方をまとめた。

未臨界度の設定の考え方
上記の調査結果を踏まえ、WP では、ADS の未臨界度の設定に考え方について整理し、以下の通りまとめた。

ｋ ＜ 1 － Δk 出力 ― Δk 事故 ― Δk 燃焼 ― Δk 余裕 ― Δk 誤差

ここでｋ： 未臨界度の設定値

Δk 出力 ： 高温-冷温反応度
Δk 燃焼 ： 燃焼反応度
Δk 事故 ： 事故時投入反応度
Δk 余裕 ： 運転余裕Δk 誤差 ： 反応度計算＋測定誤差

ｋが、ADS の運転開始時に満足すべき未臨界度を示しており、その値は、ADS 運転時に変化する
ことが予想されるΔk（温度変化に対応したΔk 出力、燃焼に伴うΔk 燃焼および事故などによって投入されると予想されるΔk 事故）、運転余裕（Δk 余裕）ならび k の予測誤差・測定誤差（Δk 誤差）によって決まるものとできる。このような考え方は、上記で調査した研究例において共通した考え方であった。

ADS への適用
以上の考え方を ADS の未臨界度に応用したときに、それぞれに因子ならびに未臨界度の設定値がどのようになるかについても、WP で検討した。その検討の結果、以下の点が指摘された。


具体的な未臨界レベルの決定のために必要な課題として、以下 2 点が重要。
燃焼反応度が極めて大きな影響-55-

炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)z

事故反応度として、どこまで考えるか
ADS の高速炉心は正のボイド係数（→100%ボイド考慮必要？）

余裕・不確かさを、どのように設定するか

核データ不確かな核種が多く存在する
計算・測定とも現行高速炉より大【5】未臨界炉における未臨界度測定と監視（1） 目的
未臨界原子炉を運転するためには、運転中常時、未臨界度の監視を行うことが必要であり、その精度は安全上きわめて重要である。従来から未臨界度測定手法は数多く提案されているが、それらによる未臨界度監視に対する検討はあまり行われていない。そこで、本 WP では未臨界度測定手法について理論的な整理を行うとともに、ADS 運転時未臨界度監視への応用について検討を行う。

（2）成果

未臨界測定方法の整理
原子炉における未臨界度測定法の代表的なものとして、•

負のペリオド法•

制御棒落下法•

補償法•

中性子源増倍法

•

逆動特性法

•

炉雑音解析法•

パルス中性子源法が挙げられる。これらの内、最初の３つの手法は、初期状態として臨界状態にしてやる必要があったり（負のペリオド法、制御棒落下法）、予め校正された制御棒がすでに存在する必要があったり（補償法）するため、ADS の通常運転中における未臨界度監視という目的には馴染まない。WP では、ADS へ適用できる手法として、残りの４つの手法をレビューした。なお、レビュー結果は、ここでは割愛する。WP 報告書を参照していただきたい。

-56-

炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

未臨界監視への応用の検討
上記で整理した各種法について、ADS にける未臨界監視へ応用するということを念頭に検討した。特に ADS においては、加速器ビームの時間的な構造に関して、直流ビーム打ち込みであるか周期的パルス打ち込みであるかの 2 通りが有るため、これを十分に意識して整理を行った。
その結果、直流ビーム打ち込みの場合においては、測定精度などの面でかなりの難はあるものの、中性子発生量の変動の影響を直接受けないという点で、雑音解析法（ファインマンα法、ロッシα法、周波数解析法）が現状で唯一目的に叶っていることが示された。
一方、周期的パルス打ち込みの場合では、これまでの経験と知見の蓄積の面でパルス中性子源法が優れていることが述べられた。さらにファインマンα法が周期的パルス打ち込みの場合にも適用できることが紹介した。これにより、周期的パルス打ち込みの場合には原理の異なる２種類の手法に基づく未臨界監視が可能となる点で信頼性の向上に繋がると期待している。

【WP 会議開催状況】
第1回会合 2001/10/18（東京） WP正式会合（第1回）
第2回会合 2002/02/07（大阪） WP非公式会合（京都大学原子炉実験所ワークショップ共催）
第3回会合 2002/03/25（東京） WP正式会合（第2回）
第4回会合 2002/06/27（大阪） WP非公式会合（京都大学原子炉実験所ワークショップ共催）
第5回会合 2002/10/25（東京） WP正式会合（第3回）
第6回会合 2003/01/09（大阪） WP非公式会合（京都大学原子炉実験所ワークショップ共催）
第7回会合 2003/03/18（東京） WP正式会合（第4回）
第8回会合 2003/06/27（大阪） WP非公式会合（京都大学原子炉実験所ワークショップ共催）【添付資料】
付録１ 加速器駆動炉に関する用語の提案
付録2 ADSベンチマーク問題-57-炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

添付 1

加 速 器 駆 動 炉 に関 する用 語 の提 案
炉物理研究委員会 加速器駆動未臨界原子炉ワーキングパーティ （ADS-WP）
ADS-WP では、加速器駆動未臨界原子炉に対する炉物理について、「未臨界の炉物理」を主題として検討を進めてきました。その結果 WP では、未臨界に関する炉物理量について、用語（和名･英名）を設定する必要があると判断して、それらの案を作成しました。炉物理部会員の皆様のご意見を、下記までお願い致します。なお、参考資料として、それら炉物理量の定義式および
ADS-WP において行われた議論を付します。（意見送付先：西原 nishi@omega.tokai.jaeri.go.jp ）

長寿命核種の核変換専焼炉等への利用を目的とし記 号

和 名

英 名

k eff

実効増倍係数(率)Effective
multiplication
factor
 1
Qeff = − 1Sk eff

実効中性子源Effective neutronsourceϕ * = Qeff Q

中性子源実効度Neutron sourceeffectiveness

M =S Q

中性子増倍(度)

Neutron multiplication

SS +Q

未臨界増倍率Subcriticalmultiplication ratekf

核分裂中性子増倍率

Fission neutron
multiplication rate

kq

源中性子増
倍率

Source neutron
multiplication rateて、現在多くの研究機関から加速器駆動炉（ADS）が提案されている。ADS は、MW 級の陽子加速器とkeff=0.90～0.98 程度の未臨界炉心で構成され、未臨界状態で運転される事が特徴であり、ADS 内で中性子挙動・炉内事象は臨界炉とは大きく異なる。例えば、原子炉出力（中性子数）S を例に取って考えると、臨界炉炉と違って、ADS の S は陽子によって供給される中性子源強度(Ｑ)と炉心の状態(ksub（１）：右表を参照のこと)の二つに炉物理量に関係する（次式）。

k subS=Q
1 − k subk sub =（1）

この ksub は、核分裂中性子からの増倍への寄与 kf、と、中性子源からの増倍への寄与 kq の二つに依存する量であり、keff と炉物理的に根本的に異なる量である（右S = 体系の核分裂中性子総数 [n/sec]

表参照）。

Q = 体系の中性子総源 [n/sec]

ADS-WP ではこのような ADS（未臨界炉）固有の基本的な炉物理量を、右表のように用語として整理し提案する。
参考文献
1)（注） なお、Q の変わりに上表の Qeff を用いると、通常考えられていたように、keff によって ADS の S を次式の通り、（1）式と同じ形で厳密に表すことができる。

K. Kobayashi, K. Nishihara：Nucl. Sci. Eng., 136, 272

S=(2000).
2)

A. Gandini, M. Salvatores, J. Nucl. Scie. Tech., 39,673 (2002).

3)

M. Salvatores, et al., Proc. ADTTA96, Kalmar,Sweden, June, p. 512 (1996).

-58-k eff
1 − k eff

Qeff

炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

付録 1 炉物理量の定義 (拡散理論)
体系、中性子束及び重要度関数の定義

付録２•

除去演算子：ADS-WP 内での議論

keff は「実効増倍率」あるいは「実効増倍係数」どちらも用いるが、英名は「effective multiplication factor」であL ≡ −∇D∇ + Σr (r, E ) − ∫ dE'Σs (r, E' → E )る。
•

核分裂中性子生成演算子：

keff の「multiplication factor」に対し、 ksub 、 k f 、 kq では「multiplication rate」とする。従来の keff とは明確に異P ≡ χ (E )∫ dEνΣ f (E )なる量である事を強調する為である。従って、和名は源中性子の分布： q(r, E )「増倍率」のみとする。

未臨界体系の中性子束：•Lφ (r, E ) = Pφ (r, E ) + q( r, E )重要度関数： L†G(r, E ) = νΣ f (r, E)

新しく定義する増倍係数に k 以外の記号を使う方が良いという提案があったが、中性子の増倍という意味が近い為、これまで慣例で使われてきた k を用いる。臨界に近いとこれまでの keff (実効増倍率)と新ＳとＱ量の定義
核分裂中性子数： S = Pφ = dr dEνΣ f φ∫ ∫

しく定義した量はほとんど同じ値となる。
•源中性子： Q = q

ksub は k f 、 kq の平均であるので「中性子平均増倍率」とする案もあったが、従来から臨界近接などで ksub が増倍率の定義

keff の代用として使われていた事と、 k f と kq に比べて核分裂中性子増倍率： k = GPφfPφ

簡便に計算可能であり独立して使われる頻度が高い(1 個の核分裂中性子が次世代に生成中性子数)
源中性子増倍率： k = Gqqq

事を考慮して、「未臨界増倍率」とする。

•

事から、 k s と表していたが、 k s は従来から、異なる量を(1 個の源中性子が次世代に生成する中性子数)
未臨界増倍率： ksub =表すものとして用いられていた事から、核分裂の「ｆ」をk S + k qQ
S= f
S +Q
S +Q

( k f と kq の平均値。重要度関数無しで計算可能)添え字とする。
•S = k f S + kqQ = ksub (S + Q)

未臨界での増倍率であることを明確にするため、添え字を sub とする。

kkS= q = subQ 1 − k f 1 − ksub•

keff と中性子源実効度
eff

 1
=
− 1Sk eff

実効度」、英名は「Neutron source effectiveness」とする。

中性子源実効度：

 1

=
− 1

Q  keffQeff

ϕ * は、フランス MUSURCA のグループによって定義され、「effectiveness」と呼ばれた 3。和名は「中性子源実効中性子源強度： Q

ϕ* =ksub は文献 1 では、核分裂中性子(Ｓ)と源中性子(Ｑ)からの寄与の平均である事から k sq と表されていたが、Ｓ，Ｑと増倍率の関係

M=

k f は文献 1 では、核分裂中性子(Ｓ)からの寄与である


 1

− 1
 k sub -59-炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

添付 2

ADS ベンチマーク問 題― TCA ベンチマーク （抜 粋 ） －1. TCA 実 験
日 本 原 子 力 研 究 所 の タ ンク 型 臨 界 集 合 体 （ TCA ） にお いて 行 わ れ た 未 臨 界 度 測 定
実 験 を基 にベンチマーク問 題 を設 定 した。TCA は軽 水 冷 却 臨 界 集 合 体 で、炉 心 はピン状 燃 料 によって構 成 される。炉 心 は、図 1 に示 すような直 径 1.832 m、高 さ 2.078 m の開 放 型 円 筒 形 タンク内 に構 成 され、上 下 のグリッドプレートによって燃 料 ピンは固 定 される。 制 御 棒 は存 在 せず 、 炉 心 水 位 を調 整 する ことに よっ て 反 応 度 調 整 を 行 い 運 転 さ れる。
ベンチマーク問 題 は、TCA において行 われた未 臨 界 度 測 定 実 験 から、燃 料 ピンを正方 格 子 状 に配 した均 質 体 系 及 び均 質 体 系 から集 合 体 中 心 部 の燃 料 を取 り除 いた非均 質 体 系 を解 析 対 象 とする。実 験 では、均 質 体 系 では指 数 法 、パルス中 性 子 法 及 びノイズ法 （Feynman-α法 ）によって、中 心 燃 料 ピンを抜 いた非 均 質 体 系 ではパルス法 によってそれぞれ未 臨 界 度 測 定 が行 われた。実 験 で使 用 された燃 料 ピンは図 2 に示 すように、直 径 1.25 cm の UO 2 ペレットを厚 さ 0.076 cm のアルミ製 の被 覆 管 に収 めたものを使用 し、燃 料 部 有 効 長 は 144.15cm である。また、燃 料 ピン間 隔 は 1.956 cm で、水 の体 積比 は 1.83 である。また、いずれの炉 心 も炉 心 内 水 位 は燃 料 有 効 長 下 端 から 130 cm である。以 下 に各 体 系 のベンチマークモデル及 び解 析 項 目 を示 す。
解 析 項 目 の詳 細 は以 下 に述 べるが、各 体 系 の実 効 増 倍 率 、均 質 体 系 の 2 3 5 U 核 分
裂 反 応 率 の軸 方 向 分 布 （指 数 実 験 ）に関 しては実 験 データが存 在 し、実 験 値 と比 較 する事 が可 能 である。

2. ベンチマーク問 題
解 析 対 象 は、燃 料 ピンを 13×13、11×11 の正 方 状 の配 した均 質 体 系 と、11×11 の燃 料 ピンのうち中 心 5×5 燃 料 ピンを取 り除 いた非 均 質 体 系 の計 3 体 系 とする（但 し炉心 中 心 はボイド管 ）。各 体 系 の解 析 に使 用 する炉 心 断 面 モデルを図 3〜5 にそれぞれ示す。各 体 系 とも燃 料 ピン外 側 の反 射 体 領 域 の厚 さは 30 cm とした。また、炉 心 縦 断 面 モデルを図 6 に、燃 料 ピン及 びボイド菅 の計 算 モデルを図 7 及 び 8 に示 す。各 領 域 の原子 数 密 度 は表 1 に示 した値 を使 用 するものとする。

解析項目(1) 各 体 系 の実 効 増 倍 率 （k e f f ）(2) 各 体 系 で炉 心 中 心 ボイド管 下 部 に Cf-252 中 性 子 源 を設 置 し、炉 心 中 心 ボイド管
内 に お け る 235U の ミ ク ロ 核 分 裂 反 応 率 の 炉 心 軸 方 向 分 布 。 燃 料 有 効 長 下 端 を-60-

炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

z=0.0 cm とし（燃 料 ピン下 端 から 16.83 cm）、Cf-252 中 性 子 源 の位 置 は z=-1.33cm（図 9 参 照 ）、解 析 点 は z=30.0, 40.0, 50.0, 60.0, 70.0, 80.0, 90.0, 100.0 cm（z=30.0 cm で規 格 化 ）。
Cf-252 の自 発 核 分 裂 中 性 子 スペクトルは以 下 の式 で表 されるものを用 いるとする。

f (E ) =E −E /θ
I e

ここで、θ=1.42×10 6 、E は放 出 エネルギー(eV)、I は規 格 化 定 数 である。なお、θの値 は JENDL-3.2 の値 を用 いた。
(3) 各 体 系 で Cf-252 中 性 子 源 位 置 を 中 心 ボ イ ド 管 内 で z=0.0 、 30.0 、 60.0 、 90.0 、120.0 cm としたときの中 性 子 源 を考 慮 した増 倍 係 数 k s q 。なお、増 倍 係 数 k s q は次式 で定 義 されるものとする。

ksq =ここで、S は中 性 子 源 をν f Σf ΦS + ν f Σf Φは体 系 V 及 びエネルギーに対 する積 分 を表 す。

ν f Σ f Φ = ∫ ∫V ν f (r, E )Σ f (r, E )Φ(r, E )dEdr

表 1 各 領 域 の原 子 数 密 度

235UU238UOAl

原 子 数 密 度 （×10 2 4atoms/cm 3 ）7.8872E-06
6.0830E-04
2.2531E-02
4.7214E-02
6.0224E-02

HOCSi
Mn
PS
Ni
CrFe

6.6735E-02
3.3368E-02
1.1928E-02
1.7003E-03
1.7385E-03
6.9381E-05
4.4673E-05
8.9506E-03
1.7450E-02
5.7202E-02

領域
燃 料 ペレット

アルミニウム(被 覆 管 、プラグ、支 持板)
水 (20℃)
SUS 304L(支 持 板 )234-61-炉物理の研究 第 56 号 (2004 年 1 月)

図 1 TCA 炉 心 タンクの縦 断 面 図

25.428

水303025.428

燃料ピン
ボイド管

図 3 ベンチマークモデル 13×13 均 質 体 系 炉 心 断 面 図 （単 位 ：cm）

抜 粋 資 料 のた め、他 の図 は執 筆 者 により割 愛 (編 集 委 員 )-62-