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青柳 光裕; 曽根原 正晃; 石田 真也; 内堀 昭寛; 川田 賢一; 岡野 靖; 高田 孝
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 3 Pages, 2022/09
Development of Advanced Reactor Knowledge- and Artificial Intelligence (AI)-aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA) has been started in Japan Atomic Energy Agency. ARKADIA can automatically provide possible solutions of design, safety measures, and a maintenance program to optimize the lifecycle performance of advanced reactors by using the state-of-the-art numerical simulation technologies. In the first phase of this project, ARKADIA-Safety is developed for the purpose of automatic optimization of the severe accident (SA) management and its feedback to the plant design of sodium-cooled fast reactors (SFRs). This paper describes the overview of ARKADIA-Safety and its application for SA evaluation.
川田 賢一; 鈴木 徹*
Nuclear Engineering and Technology, 53(12), p.3930 - 3943, 2021/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)混合酸化物燃料を用いたナトリウム冷却高速増殖炉(SFR)の炉心損傷事象(CDA)の初期過程解析コードSAS4Aの解析能力の向上のために、著者らは前報において炉心流量喪失時炉停止機能喪失(ULOF)条件下での物理現象を詳細に検討した。その前報の研究成果として、燃料ピン崩壊後に残存した燃料ペレットが炉心中央部に移動する現象(燃料スタブモーション)が、適切に模擬すべき重要現象の一つとして選択された。本論文では、実験データの分析をもとに、スタブモーションに関わる挙動を評価し、概略を数値化し、従来のSAS4Aコードではモデル化されていなかった、燃料スタブの動きを表現するシンプルなモデルを新たに提案した。開発したモデルの適用性をCABRI試験の一連の解析を通じて検証し、崩壊炉心の反応性評価において、スタブモーションが合理的な保守性をもって再現されることを確認した。
曽根原 正晃; 内堀 昭寛; 青柳 光裕; 川田 賢一; 高田 孝; 大島 宏之
第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2021/07
ナトリウム(Na)冷却高速炉において、炉心損傷を伴うシビアアクシデント(SA)発生時の際、炉心部から溶融燃料が流出し、ナトリウム冷却材との相互作用により数mm
数百オーダーの径を持つデブリ粒子として固化し、原子炉容器下部に堆積する可能性が指摘されている。そのためSA事象進展を評価する際にはこうしたデブリ粒子の挙動を適切に把握する必要がある。これらの要求に応えるため、原子力機構で開発中のSAを含むNa高速炉事故シナリオでの炉内/炉外事象を一貫解析可能なツールSPECTRAコードの一部として、粒子法の一種である散逸粒子動力学(DPD: Dissipative Particle Dynamics)を用いた溶融燃料挙動解析コードを開発した。本報では解析コード開発に使用したモデルの詳細について述べた後、デブリ粒子の炉心下部への堆積を模擬したテスト解析の結果について報告する。
川田 賢一; 鈴木 徹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(3), p.347 - 360, 2021/03
被引用回数：1 パーセンタイル：12.16(Nuclear Science & Technology)SAS4Aコードは、混合酸化物燃料を用いたナトリウム冷却高速増殖炉(SFR)の炉心損傷事象(CDA)の初期過程解析コードとして、現在世界標準の解析コードである。SFRの安全評価に適用する際のSAS4Aコードの解析能力の向上のために、炉心流量喪失時炉停止機能喪失(ULOF)条件下での物理現象の詳細な調査を実施し、重要度ランクテーブル(Phenomena Identification and Ranking Table: PIRT)手法を用いて、開発や改良の必要なモデルを特定した。その結果、燃料ピン崩壊後に残存した燃料ペレットが炉心中央部に移動する現象(燃料スタブモーション)が、適切に模擬すべき重要現象の一つとして選択され、燃料スタブモーションモデルの主要概念を示した。
石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00523_1 - 19-00523_17, 2020/06
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の起因過程を評価する安全解析コードSAS4Aの客観的な検証の十分性を示すためにSAS4Aの検証にPIRT(Phenomena Identification and Ranking Table)手法を導入した。当該手法に基づいて、課題と検証の目的の明確化、対象施設とシナリオの選定、FOMと重要現象の選定を行い、解析モデルと試験の検討結果を併せて検証マトリクスを作成した。作成した検証マトリクスと試験解析の結果によって、起因過程評価に必要な解析モデルが不足なく検証されていることを示した。加えて、今回の検証マトリクスは各物理現象の関連性も含んだ総合的な検証となっているため、この検証マトリクスを用いた検証は高い信頼性を有する検証であると言える。すなわち、本研究によって、SAS4Aコードの信頼性を大きく向上させることができた。
石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 10 Pages, 2019/05
高速炉の安全研究の分野では炉心損傷事故(CDA)が評価上重要な課題であるとして、当該事故に関する評価手法の研究開発が進められて来ている。その中でSAS4AはCDAの起因過程(IP)の事象進展を評価するために開発が進められている解析コードである。本研究ではSAS4Aの信頼性向上のため、PIRT手法を適用したSAS4Aの検証を行った。SAS4Aの検証は、(1) CDAの代表的な事象であるULOFに対する評価指標(FOM)の選択、(2) ULOFに関連する物理現象の抽出、(3)物理現象のランク付け、(4)評価マトリクスの構築、(5)評価マトリクスに基づく試験解析、という流れで実施し、これによりSAS4Aの信頼性向上を図ることができた。
Karahan, A.*; 川田 賢一; Tentner, A.*
Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11
An initial comparison of the SAS4A version 5.2 code predictions and observed results of two of the CABRI-1 Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) Oxide Fuel tests has been accomplished. The selected experiments are (1) AI3, a Transient Over-Power test and (2) BI3, a Loss-of-Flow and Transient Over-Power test. The initial simulations describe the test events up to the time of cladding failure and results such as onset of the coolant boiling, time and spatial variation of the fuel pin temperature, and clad failure time and location are given. The calculated clad failure results are in reasonable agreement with the corresponding experimental results. Directions for further improvement of the mixed oxide fuel models of the SAS4A code are outlined.
久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
川田 賢一; 鈴木 徹
Transactions of the American Nuclear Society, 115(1), p.1597 - 1598, 2016/11
Model improvements and validation efforts for SAS4A code, which is the most advanced computer code for simulating the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors, have been performed utilizing the experimental data from the CABRI programs by JAEA, IRSN, CEA and KIT. In order to confirm validity of improved models of SAS4A, a systematic and comprehensive validation plan was defined. It was based on the PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table) result for CDA of MOX-fueled fast reactors. This paper describes the preliminary result of validation study for SAS4A code in simulated Transient Over-Power (TOP) condition. The capability of the SAS4A code on the burst failure mode have been examined and validated under various TOP conditions for fuel pins with different irradiated conditions. This study enhanced the credibility of SAS4A code under a wider range of evaluation conditions than ever before.
鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 松場 賢一; 伊藤 啓; 大島 宏之
Nuclear Engineering and Technology, 47(3), p.240 - 252, 2015/04
被引用回数：27 パーセンタイル：91.4(Nuclear Science & Technology)In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.
川田 賢一; 高橋 一彦*; 飛田 吉春
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/12
SAS-SFR (SAS4A) is the most advanced computer code for simulating the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFR). A PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table) for CDA of MOX-fueled SFR has been developed under an international collaboration framework between JAEA and European organizations (CEA and KIT). Based on this PIRT, the first systematic and comprehensive validation work for SAS-SFR(SAS4A) was conducted focusing on the fuel failure position under Transient Overpower (TOP) and transient undercooled overpower conditions. In the calculations of the selected CABRI experiments, the fuel failure positions under TOP and transient undercooled overpower were reproduced, using the failure prediction model of SAS-SFR(SAS4A). The mechanistic behavior of these results agrees with the experimental interpretation on the failure location in these experiments.
川田 賢一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; Pfrang, W.*; Buffe, L.*; Dufour, E.*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
SAS-SFR (derived from SAS4A) is presently the most advanced computer code for simulation of the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFR). In the past two decades, intensive model improvement works have been conducted for SAS-SFR utilizing the experimental data from the CABRI programs. The main target of the present work is to confirm validity of these improved models through a systematic and comprehensive set of test analyses to demonstrate that the improved models has a sufficient quality assurance level for applications to reactor conditions. With the present study, important phenomena involved in ULOF, UTOP and ULOHS were identified and an evaluation matrix for the selected CABRI experiments was developed.
鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 伊藤 啓
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation, hence, should be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU reflecting the knowledge newly obtained after the original licensing application, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.
experiments on the flow and freezing of metal fuel and cladding melts, 1; Test conditions and overview of the results深野 義隆; 川田 賢一; 佐藤 一憲; Wright, A. E.*; Kilsdonk, D. J.*; Aeschlimann, R. W.*; Bauer, T. H.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00
For metal fueled fast reactors, assessment of the core disruptive accident (CDA) is necessary for both design and licensing. The objectives of the Core Alloy Flow and Erosion (CAF) experiments are to investigate the fundamental flow, metallurgical interaction, and freezing behavior of uranium-iron-type melts within iron-based trough-shaped flow channels and provide information that can support the development of mathematical models that describe the movements of molten fuel-bearing core materials during CDAs. In the CAFE experiments, melt produced in yttria-coated crucible by induction heating flowed down within approximately 660 mm long inclined trough and was received by the catch cup located below the bottom of the trough. Flow was observed and recorded by three video cameras and many thermocouples. Four UT series tests were conducted using molten uranium whose melting point is 1400 K. Two E1T series tests were performed using U-Fe eutectic mixture whose melting point is 1000 K. In each test, 1 to 1.65 kg of melt was introduced into an inclined trough. These test results provide understandings on fundamental flow and freezing behavior of melts including metallurgical interaction in the steel flow channels with a variety of melt and flow channel conditions and also offer useful information for developing analytical models to describe such behavior.
experiments on the flow and freezing of metal fuel and cladding melts, 2; Results, analysis, and applicationsWright, A. E.*; Bauer, T. H.*; Kilsdonk, D. J.*; Aeschlimann, R. W.*; 深野 義隆; 川田 賢一; 佐藤 一憲
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/00
The Core Alloy Flow and Erosion (CAF) experiments have measured fundamental flow, metallurgical interaction, and freezing behavior of uranium and uranium-iron melts within iron-based trough-shaped flow channels relevant to phenomena that might occur in a hypothetical severe accident in a metal fueled fast reactor. CAF simulations conducted so far have engineered interactions of fuel and structural materials over a prototypic range of accident-related melt compositions and temperatures. Real-time measurements included flow-channel temperatures and video recording of the flowing melt. Post-test evaluations compare and contrast flow behaviors, trough damage, and debris distribution and indicate that thermo-chemical interactions play a central role in the interaction of molten fuel debris flowing on cold structure and may inhibit bulk freezing of the debris on the structure.
Ne中村 隆司*; 小林 信之*; 近藤 洋介*; 佐藤 義輝*; 青井 考*; 馬場 秀忠*; 出口 茂樹*; 福田 直樹*; Gibelin, J.*; 稲辺 尚人*; et al.
Physical Review Letters, 103(26), p.262501_1 - 262501_4, 2009/12
被引用回数：198 パーセンタイル：97.53(Physics, Multidisciplinary)理化学研究所のRIBFにて中性子過剰核Neの1中性子分離反応の断面積を測定した。鉛ターゲットと炭素ターゲットの断面積を比較することにより、Neのクーロン分解反応断面積が540(70)mbと導出された。その断面積は通常の原子核の断面積と比べ非常に大きく、中性子が非常に弱く束縛されているハロー構造を示唆している。この原子核のクーロン分解断面積を直接ブレークアップ模型と殻模型で求めた波動関数の重なり(分光学的因子)を組合せることにより定量的に計算した結果、Ne核の最後の1個の中性子は、普通の軌道の順序である
ではなく
軌道を主に占め、
軌道の小さな軌道角運動量により一粒子ハローを形成していることが明らかとなった。
佐藤 一憲; 飛田 吉春; 鈴木 徹; 川田 賢一; 深野 義隆; 藤田 哲史; 神山 健司; 野中 信之; 石川 眞; 宇佐美 晋
JAEA-Research 2007-055, 84 Pages, 2007/05
JAEA-Research-2007-055.pdf:16.66MB
高速原型炉「もんじゅ」の当初安全審査では、「技術的には起こるとは考えられない事象」の一つである「1次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)」の評価を行い、発生する機械的エネルギーが大気圧までの等エントロピー膨張ポテンシャルで約380MJになるとの結論を得ていた。一方、「もんじゅ」は平成7年の2次系ナトリウム漏洩事故以来、10年以上の間プラント停止状態が続いており、この停止期間の間に核分裂性プルトニウムの一部が壊変によりアメリシウムに変わることによって、炉心の反応度特性が変化している。本研究はプルトニウム組成の変化による反応度特性の変化が発生エネルギーに与える影響を評価する目的で、ULOF事象の事象推移解析を行ったものである。ULOF事象推移解析においては、原安全審査以後に行われた安全研究によって得られた新たな知見を反映した解析を行った結果、反応度特性の変化を考慮しても、原申請における解析から得られた機械的エネルギー放出値を超えることはないとの結論を得た。
久保 重信; 飛田 吉春; 川田 賢一; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; 神山 健司; 植田 伸幸*; 藤田 哲史; 丹羽 元
JNC TN9400 2004-041, 135 Pages, 2004/07
JNC-TN9400-2004-041.pdf:17.3MB
実用化戦略調査研究フェーズ2において、平成15年度に実施したナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討結果を示す。ナトリウム冷却大型炉及び中型炉について、炉心燃料設計及びプラント設計との整合性に配慮しつつ、再臨界回避方策として有望な概念を構築することを目的とし、これらの炉心を対象とした炉心流量減少時炉停止失敗事象の炉内終息性に関する諸検討を実施して以下の結果を得た。遷移過程での燃料流出促進策として提案されているABLE概念の有効性について解析評価を実施した結果、ラッパ管溶融に先行した燃料流出が実現できない見通しであることが分かった。一方、FAIDUS概念については、燃料流出見通しはあるものの、炉心性能等への影響が大きいことから、改良概念を提示し予備的な評価によりその性能見通しを示した。原子炉容器底部で多量の燃料の保持冷却を確保するための課題を軽減する観点から、炉心部での事故後の損傷炉心物質の保持・冷却が重要であり、ナトリウムのもつ高い冷却能力を考慮した評価を今後定量化していくことによって炉内終息が達成できる可能性があることを示した。 FAIDUS及びABLEを対象とした現時点までの解析評価による情報等に基づいて、今後検討が必要となる可能性のある試験課題とその実施方法を例示した。金属燃料炉心については、出口温度を550
、ボイド反応度を8ドル以下とした中型炉を対象とした起因過程解析を実施し、即発臨界には至らずマイルドに推移する結果を得た。起因過程末期から遷移過程にかけての挙動については不確かさが大きいが再臨界が回避される可能性が示されると共に、仮に遷移過程で燃料プールが形成される状況を想定しても、MOX燃料と比較して緩慢な推移を示すことが示された。
石田 政義; 川田 賢一; 丹羽 元
JNC TN9400 2003-059, 74 Pages, 2003/07
JNC-TN9400-2003-059.pdf:1.58MB
実用化戦略調査研究(FS)のナトリウム冷却混合酸化物燃料高速炉のカテゴリーで設計検討が進められている高転換型炉心の炉心損傷事象(CDA)想定時の安全特性を、CDA起因過程解析コードSAS4Aを適用して検討した。CDAの代表事象として炉心冷却材流量減少時スクラム失敗事象(ULOF)を選定した。炉心の燃料体積割合を増加して高内部転換比を達成すべく、直径11.1mmの太径燃料を採用した上部ナトリウムプレナム付き炉心長1.2mの中型炉(平成13年度検討炉心、略称UPL120)は平均比出力密度(31 kW/kg-MOX)が従来大型炉心の約1/2である。ナトリウムボイド反応度価値は炉心部が6$、上部ナトリウムプレナムが-1$である。UPL120炉心のULOF起因過程はノミナル条件下で即発臨界を僅かに超過する出力バーストとなった。その主原因は、(a)比出力密度が従来大型炉心に比べて著しく低いため、出力上昇時の負の即応的フィードバック反応度(ドップラー及び燃料軸方向膨張反応度)による出力上昇の抑制が従来炉心に比べて弱いこと、及び、(b)炉心長が従来大型炉心の1mに比べて長尺であり、そのため炉心上端部の線出力が低くなり、その結果、比出力密度が低いことも重畳して、ボイド化燃料集合体の燃料破損後の軸方向燃料分散負反応度の挿入が1m炉心に比べて遅れることであり、そのため、未・部分沸騰燃料集合体の燃料破損に起因する速いボイド反応度挿入により即発臨界超過を起こした。この結果を踏まえて、比出力密度を約43 kW/kgまで増加し、炉心長を1m及び0.8mに短尺化した二つの高転換型中型炉心Fsm100(炉心ボイドワース5.7$)及びFsm80(炉心ボイドワース4.9$)が平成14年度に提案された。これらの炉心のULOF起因過程は、(a)いずれの炉心ケースともにノミナル条件下では出力バーストは即発臨界以下のマイルドな挙動となり、(b)ボイド反応度ワース及びドップラー係数の設計評価不確かさを保守側に考慮しても、即発臨界以下のマイルドな挙動となり、起因過程は遷移過程へ移行する。両炉心の比出力密度を基準ケースから34 kW/kgまで(約20%)下げるとULOF起因過程は即発臨界超過の出力バーストとなる。これらの結果から、炉心燃料の平均比出力密度は重要な設計パラメータであり、太径燃料の採用により炉心の比出力
飛田 吉春; 守田 幸路; 川田 賢一; 丹羽 元; 野中 信之
PNC TN9410 97-079, 106 Pages, 1997/09
本研究は、FBRの安全研究の一環として大洗工学センターにおいて実施してきた炉心損傷事故(CDA: Core Disruptive Accident)に関する実験的及び解析的研究の成果を反映して、最新の技術知見と安全評価手法により「高速増殖原型炉」のスクラム不作動流量減少事故(ULOF: Unprotected Loss Of Flow)を対象に炉心損傷過程の安全評価を実施したものである。炉心安全の研究では、炉心損傷時のエネルギー発生過程に注目し、CABRI計画等の国際共同炉内試験からエネルギー緩和の機構と効果に関する新たな知見を集約し、国内外での炉外試験データにより個別現象の理解を深めると共に、これらの実験事実に基づきSAS、SIMMER等の安全解析コードの開発・改良・検証を行ってきた。本研究では、これらの成果知見を反映した最新の技術を実機の解析評価に適用し、エネルギー発生過程の詳細で定量的な把握を行うことを目的としている。本研究では、これまでの実機評価で重要性が高いと認識されている炉心溶融進展段階(遷移過程)の挙動における炉心物質の可動量及び運動の履歴とエネルギー発生機構との関係に重点を置き、以下の方法と考え方の下で解析評価を行った。損傷初期の炉心ボイド化にともなう過渡挙動(起因過程)の解析にSAS4Aコード、その後の溶融進展にともなう炉心物質運動(遷移過程)及びエネルギー発生時の炉心外への物質輸送から機械的エネルギーへの変換に至る過程の解析にSIMMER-IIIコードを用い、それぞれ欧州研究機関との協力の下に開発・検証した最新バージョンを適用、臨界実験評価等の最新の炉物理研究成果に基づいて、ボイド、ドップラー反応度係数に対する不確定幅を考慮(不確定性の低減)、燃料過渡挙動と物質運動に関する最新の実験的知見とモデル検証に基づき事象推移の判断と主要物理パラメーターを選定(物理的因果関係の重視)、遷移過程における核的ポテンシャル低減機構の評価への適切な反映(評価技術の進歩)、原型炉の炉心物質の詳細な空間配置模擬(事故推移の特徴確認とエネルギー発生への燃料運動の非同時効果の正確な把握)、炉心エネルギー発生時の機械的エネルギーへの変換を炉心物質の炉心外への輸送とプレナムでのナトリウムとの反応過程の詳細評価(現実的物理機構に基づく評価)以上の方針に基づく一連の解析評価と結果の分析から以下の結論を得た。
