原子炉崩壊熱とその推奨値（1992年合本増刷）

内容紹介

本書は、原子力施設の設計・運転の安全性確保のための崩壊熱評価の基準データの水晶地を提供するための調査研究活動の成果を報告したものである。まず、PartIでは、崩壊熱の測定および理論研究をレビューし、崩壊熱計算に必要な核データおよび総和計算と実験との比較について述べ、それに基づいて推奨値を示している。次にPartIIでは、各方面の原子力施設における崩壊熱データ使用の現状および現状についての調査の結果をまとめている。調査対象施設は、核分裂炉として軽水炉（沸騰水型、加圧水型）、高速炉および試験研究炉、核融合炉、再処理施設、廃棄物処理処分施設、輸送容器である。それぞれの分野で崩壊熱評価のための使用データと計算コードは必ずしも共通のものではなく、データの標準化と推奨値の提示が望まれている。また、各分野ごとの推奨値に対する要望も明らかになった。（「要旨」より抜粋）