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論文

Development of the training tools for nuclear security; Physical Protection Exercise Field (PPEF) and Virtual Reality (VR) training system

川太 徳夫; 若林 修二; 花井 祐; 山口 康雄; 野中 信之; Scharmer, C.*

Proceedings of International Conference on Nuclear Security; Enhancing Global Efforts (CD-ROM), 10 Pages, 2014/03

原子力機構のISCNは、2010年4月にワシントン核セキュリティサミットで示された日本の声明を実現するべく、アジアの新興原子力発電国での核セキュリティを強化するために、効果的なトレーニングを提供している。これらの活動の一環として、ISCNは体験型、インタラクティブなレッスンを実施するトレーニングツールであるPP実習フィールドとVRシステムを開発してきた。これらの二つの施設は相互に補完し、教室での授業に加えて、実際の体験を通じてより深い理解に貢献している。ISCNは2012JFYから、本格的なトレーニングを開始し、これら二つの施設は、国内及び海外の国から450名以上の研修者・見学者を受けいれた。本論文では、これらの2つの施設や核セキュリティを教えるためにそれらを使用する研修プログラムの基本的な概念とアウトラインを示す。

論文

バーチャル・リアリティを用いた核セキュリティトレーニングシステムの概要

野中 信之

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 7 Pages, 2012/10

日本原子力研究開発機構核不拡散・核セキュリティ総合支援センターでは、アジア地域を中心とする原子力新興国などの核セキュリティの分野における人材育成支援に向けて、幅広いニーズに応じ実践的で体験型の核セキュリティ学習の環境構築のため、バーチャル・リアリティ(VR)を用いたトレーニングシステムの開発・整備を行っている。本システムでは、大型の表示装置(CAVE型スクリーン)上に原子力施設及び設備環境を立体的(3D)に可視化表示するVR施設として再現し、トレーニング参加者はこの映像空間の中で会話型操作により視覚的に原子力施設内を自由に検分できるように設計されている。このVR施設では、原子力施設の特徴や核セキュリティに関する防護機能を学習するとともに、施設内にカメラ、センサーなどの機器を配置して防護システムを構成し、その機能を多様な環境条件(昼夜、天候の変化など)のもとで確かめるなどの実践的な設計・評価の演習を行うことが可能である。本論では、トレーニングシステムの特徴と狙い、基本的なシステムの構成及びトレーニングプログラムの概要について述べる。

論文

Development of regional training course for physical protection of nuclear material and facilities at Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security

直井 洋介; 小林 直樹; 濱田 和子; 野呂 尚子; 松澤 礼奈; 若林 修二; 野中 信之; 千崎 雅生; Scharmer, C.*; Duggan, R.*; et al.

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2012/07

2010年のワシントンでの核セキュリティサミットにおいて、日本はアジア諸国を中心に人材育成支援や基盤整備支援などのキャパシティ・ビルディング支援を通じて核セキュリティの強化に資するために核不拡散・核セキュリティ総合支援センターを原子力機構に設置するとのコミットメントを行った。その総合支援センターはコミットメントにしたがって、2010年12月に設置され、以後1年半にわたって活動を実施してきた。その活動の概況と新たな核セキュリティトレーニングコースの開発について述べる。

報告書

CABRI炉内試験等の知見を反映した「もんじゅ」ULOF事象解析

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。

論文

EVALUATION OF CDA ENERGETICS IN THE PROTOTYPE LMFBR WITH LASTEST KNOWLEDGE AND TOOLS

飛田 吉春; 川田 賢一; 丹羽 元; 野中 信之

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00

FBRの安全研究の一環として大洗において実施してきた炉心損傷事故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ULOF事象の安全評価を実施したものである。一連の解析評価の結果から以下の結論を得た。(1)損傷初期の段階は、反応度印加を緩和する自己制御機能により、機械的エネルギーを生じること無く終始し、炉心内燃料の分散配位を維持した状態で遷移過程へ進む。(2)最も確度の高い遷移過程の堆移では、核的活性度を低減する緩和機構のために有意な機械的エネルギーを生ずる再臨界事象の発生は無く、恒久的な未臨界に至る。(3)緩和機構を抑制し、保守的想定を課した場合にのみ機械的なエネルギーを生ずるが、冷却材バウンダリへの機械的負荷は十分小さい。以上のことから最新の知見をもって、従来の評価が十分に保守的なものであると結論される。

報告書

高速増殖原型炉ULOF事象の評価研究; 最新の知見を反映した炉心損傷評価

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

PNC-TN9410-97-079.pdf:3.9MB

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。

論文

SIMMER-III Applications to Key Phenomena of CDAs in LMFR

守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; 野中 信之

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1332 - 1339, 1997/00

本発表では、高速炉安全解析コードSIMMER-IIIにおいて開発された多成分多相流解析のための新技術を概説すると共に、炉心崩壊事故における遷移過程での重要現象への適用性に関して論議する。ここでは、遷移過程初期に過大な反応度の印加を招くことなく、かつ、再臨界を排除し得るために必要な燃料の炉心外への流出を達成する上で重要な2つの現象、(1)崩壊集合体における物質運動及び、(2)制御棒案内管からの燃料流出を対象としたSIMMMER-IIIコードによる解析結果を通して、本コードの実機条件下での適用性について報告する。

論文

Study of In-Pile Test Facility for Fast Reactor Safety Research: Performance Requirements and Design Features

野中 信之; 川太 徳夫; 丹羽 元; 近藤 悟; 前田 清彦

Proceedings of ENS Class 1 Topical Meeting; Research Facilities for the Future of Nuclear Energy, p.512 - 52, 1996/00

FBR実用化に向けての安全研究課題を解決するための手段としてのSERAPH計画では,施設に関わる主要技術の基礎的な研究開発に基づき,高い試験能力を有する新たな炉内試験施設の概念構築を進めてきた。本報告では,実用化のための安全研究重点3課題の試験目的,炉内試験施設として具備すべき施設性能を示し,これを成立させる施設概念の主な設計上の特徴を述べると共に施設概念の成立性に関わる主要な要素技術についてR&Dの状況を報告する。これにより,原子力開発に参画する各国の専門家のSERAPH計画に対する理解を図るともに,今後の研究開発・検討に対し適切な技術コメントを得る。

論文

Characterization of LMFBR Severe accidents progression

三宅 収; 野中 信之; 近藤 悟

Nuclear Technology, 0 Pages, 1995/01

None

論文

Key Issues in R&Ds and Their Prospective Views Related to LMFBR Core Disruptive Accidents

二ノ方 壽; 野中 信之; 近藤 悟

International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 3, 29.3-1 Pages, 1992/10

本発表は高速増殖炉の実用化路線に基づいた将来の安全研究に対する基本的な考え方を主張するポジションペ-パである。実用化炉においては,より一層の事故及びその進展の防止(P.S.)が求められる。そこでは,受動的安全のクレジットも求められる。一方,事象の進展抑制(M.S.),格納に対する措置についてP.S.と同じレベルで講じることによって深層防護の厚みを増す。P.S.,M.S.,と格納機能の調和を以てはじめて社会的受容(P.A.)が得られる。発表の具体的内容は,現在迄のCDA研究によって得られている知見を紹介し,究極のゴ-ルとしてあるLMFBR設計の自由度を保証するために,将来のRqDsの方向がどうあるべきか議論する。即ち,CDA時のエネルギ-発生,変換,格納過程について,これまで必ずしも充分でなかった現象緩和機構の解明と,設計への考慮を行うことが必要で,今後の事実確認の積み上げが最重要課題である事を主張する。

報告書

Self-Limiting Mechanisms for CDA Energetics Based on In-Pile Experiment Analysis and Improved Reactor Evaluation Method

野中 信之*

PNC-TN9410 90-154, 50 Pages, 1990/10

PNC-TN9410-90-154.pdf:1.21MB

本報告は、高速炉の炉心崩壊事故(CDA)に対する安全評価において重要となるULOF起因過程のエネルギー放出挙動に関し実施した、CABRI-1を中心とする炉内試験の総合評価及びそれに基く解析評価手法の改善と、その実機評価における効果についてまとめたものである。CABRI-1試験の評価では、実機の反応度挙動に特に重要となる、燃料の軸方向膨張、燃料破損及び破損後燃料運動現象に注目し、PAPAS-2S,SAS3D,SAS4Aコードを用い、広範なデータに対し詳細な解析を行なった。これにより現象を解明し、ULOF事象下でのエネルギー発生の抑制に働く自己制御機構の特性と有効性を明らかとした。また、得られた最新の知見を改良版SAS3Dコードの物理モデル改良に反映する事により実機評価手法の改善を行なった。以上の炉内試験データに基く知見と改善評価手法を中型炉心FBRのULOF事象解析に適用し、従来の評価手法による結果と比較することにより、本研究で得られた自己制御機構を安全解析に反映する事がエネルギー放出及び事象進展を現実的に評価する上で、重要かつ有効である事を確認した。

報告書

In-pile experiment analyses relevant to initiating-phase energetics

野中 信之*; 丹羽 元*; 佐藤 一憲*; F.Kasah*

PNC-TN9410 88-151, 35 Pages, 1988/11

PNC-TN9410-88-151.pdf:1.9MB

None

報告書

高速炉の事故に関するフランスの基本思想 : タンク型ナトリウム冷却高速中性子を含む将来の1500MWe原子力プラントに適用すべき安全性に関する責務事項と主要特性に関する決定

渡辺 章*; 野中 信之*; 神戸 満*

PNC-TN951 84-04, , 1984/07

PNC-TN951-84-04.pdf:3.61MB
PNC-TN951-84-04REV1.pdf:2.98MB

・標記2論文(以下「思想」と「決定」と略記する)は、表紙にある仏語文献の翻訳である。何れも、英語版が出るとの噂はあるが、大網は把握した翻訳が出来たので、高速増殖炉(FBR)開発の"先進国"フランスの実情を理解するため、紹介する次第である。・「思想」では、仏原子力庁(CEA)原子力安全防護局(IPSN)のF.Justin:P.Tanguy両氏が"防護ライン"(LOD:lignes de defense,lines of defence)の観点から,安全思想の統一を試みたものである。本文中にも言及されているように、旧AEC時代から原子炉開発技術局(RDT)が、類似の"保証ライン"(LOA:lines of assurance)を提唱していた。IPSNの両氏は、更にLODの中に定性的な信頼度(CF:高強度10SUP-3$$sim$$10SUP-4/炉年及びM:中強度10SUP-1$$sim$$10SUP-2/炉年)の概念を付加している。・ LOAは 4段から成り,LOA-1は事故防止(prevention),LOA-2から4迄は 被害緩和(mitigation)を目的とする。LOA-Iで $$sim$$10SUP-6/炉年(RY)を,更にLOA-2,-3,-4で各々$$sim$$10SUP-2を目指していた。これに反し,1PSNの考え方は (主として)ハードウェアの組合せで閾値 $$sim$$10SUP-7/RYを達成しようと試みている。これは 英国原子力公社(UKAEA)の手法も入っているものと推察するが,F系2系統で共通原因故障(CCF)を考慮しても,最低10SUP-6/RYを確保し,必要とあらぱ更にM系を付加して,最低10SUP-7/RYの閾値を確保する。それ以下の事象は 残留リスク(residual risk)として,考慮対象から除外する[したい]という発想である。・ 上記の考え方による,詳細な event tree や fault tree解折を俟たずして,システム安全性の定性的な議論が出来る利点がある。但し,静的機器に関しては 目標値を一基で達成するのは困難で,逆に材料・設計・施工・検査・供用中監視等で余裕を稼がざるを得なくなるく惧れもある。・ 添付や文献も多く,本論文は,1983年フランス電力庁(EdF)主催のFBR安全性会合での主張に加筆し,フランス国内のconsensus作りを計ったものと思われる ・ 一方 「

論文

Two-Phase Flow,Clad Melting and Transient Materials Relocation in the CABRI-1 Experiments

野中 信之

1990 International Fast Reactor Safety Meeting, , 

本報告は、CABRI-I炉内試験データの冷却材沸騰及びボイドチャンネル中の燃料移動挙動に対する日独仏英の共同評価に関するものであり、本評価の内容はPNCとKfKが中心となってまとめたものである。得られた知見は以下の通り。1)冷却材沸騰時スーパーヒートは3K以下、ボイドの拡大挙動は燃料ピン出力に支配され、SAS等コードの物理モデルにより、ドライアウト、被覆材溶融に至る一連の現象を適切に評価し得る。2)照射燃料のプレナム放出は被覆材ドライアウト後開始され、この放出に伴うボイド拡大挙動への外乱は小さく、またこのガス圧による燃料ペレットの加速は緩慢である。3)ボイド化チャンネル中の燃料移動に関しては、加熱速度と投入エネルギー量が高い条件で早期の分散と、ブランケット部への流出が促進されると共に、スティール蒸気、FPガス、Na蒸気圧が駆動源としての寄与が重要である。今後の課題は、高燃焼度燃料に於け

論文

The Cabri-2 Programme-Overview on Results

野中 信之

1990 International Fast Reactor Safety Meeting, , 

本報告は、日仏独英の国際共同炉内試験計画CABRI-2の計画概要目的及び実施済試験データの評価結果を内容としており、試験結果の評価についてはPNCが実施した内容を中心にまとめたものである。主な結論は以下の通り1)中空燃料における高加速熱速度条件下($$>$$10kJ/g・s)での破損及び破損後挙動はCABRI-1における中実燃料の挙動と本質的に大きな違いはなく、従来知見が適用可。2)中実高燃焼度燃料(12a/o)の過出力型試験により、PCMI負荷により、大きな被覆材歪(約1%)が生じるものの、被覆材の高い延性保持により、破損に至らず、高い耐性を有する。3)10a/o以上の高燃焼度条件においても軸方向燃料膨張は有効に付く。4)破損後の燃料分散については、冷却条件に従うチャンネル温度の影響が重要であり、LOFによるボイド化が進行した条件では燃料分散が助長される。

論文

Transient Material Behaviour in Cabri 1 Experiment Failure Under Fully and Semi-Restraind Fuel Pin Conditions

野中 信之

1990 International Fast Reactor Safety Meeting, , 

本報告はCABRI-Iに炉内試験データの冷却材未沸騰及び部分沸騰条件下での破損後挙動に関する日仏独英の共同詳細結果をまとめたものである。試験データの分析及び解析評価に基づき以下の知見が得られた。1)破損後の燃料放出に伴う冷却材過渡応答は、数ms間の圧力スパイクを伴う、急唆な流量加速と、その後の2相圧力発達を伴う20$$sim$$30msの緩やかな変動温程から成る。2)燃料-冷却材間の熱伝達はボイドの発達に伴って急速に低下し、この熱伝達過程による機械的仕事への変換効率は反応直後の最大値でも1%以下である。3)燃料移動は、破損後の冷却材流動変動に伴う30$$sim$$50ms内に主に上(後流)方向に分散型の運動が達成される。この時間での動的な燃料挙動はSAS、PAPASコード等の物理モデルにより妥当な評価が成される。又、今後は表時間の燃料移動に対するモデルの詳細化が課題である。

論文

国際共同CABRI炉内試験計画の進展とその成果

野中 信之; 佐藤 一憲; 丹羽 元

動燃技報, -(82), 38 Pages, 

動燃事業団は昭和50年より国際共同CABRI炉内安全性試験計画に参加し,これまでに第1期計画(32試験)を終了すると共に,現在,高燃焼度燃料挙動を主な対象とする第2期計画(12試験)へと進展してきた。これ等の試験データとその評価を通じて,事故時又はシビアアクシデント時の燃料過渡挙動の解明と共に,その知見はSAS,PAPAS等の安全解析コードの開発・検証を通じ,実機の安全評価技術の高度化に大きく貢献してきた。本報告では,同試験計画における試験目的と内容を始め技術的な主要成果として,事故の影響緩和機構の解明と物性モデルの高度化・検証及び実機評価手法の改善とその効果の重要性についてまとめる。

論文

Fuel Pin Destruction Modes- Experimental Results and Theoretical Interpretation of the CABRI-1 Programme

野中 信之

International Conference on Fast Reactor Core and, , 

本報告はCBRI-I炉内試験データの燃料破損挙動に関する日独仏英の共同評価結果をまとめたものである。本評価では28種の破損試験データの分析と解析評価に基づき以下の知見を得た。-燃料の冷却条件と過渡出力条件に応じ3種の破損形態(被覆材の機械的ラプチャー、燃料カラムの形状喪失、緩慢な燃料スウェリングを伴う形状喪失)に分類される。-破損エネルギーの加熱速度依存性(1$$sim$$100kJ/g・s)及び破損位置軸方向中央より上方)の冷却条件との相関が明確に示された。各国解析コードの破損予測は概ね良好(時間に関し、パラレス半値巾の10%以内)であり、コードの物理モデルについてはPAPAS-2S(PNC)とTRAFIC-2(UKAEA)が破損メカニズムを最も良(反映している。-CABRI-Iデータに基づく燃料破損特性とその解釈は他の炉内試験データ(TREAT,ACRR等)とも整合性を有し、主要物理パラメータ

論文

InーPile Experiment Analyses Relevant to Initiating ーphsae Energetics

野中 信之*; 笠原 文雄*; 丹羽 元*; 佐藤 一憲*

International Meeting on the Science and Technolog of Fast Reactor Safety, , 

高速炉のHCDA安全評価に於いて、流量減少事故中の過出事象(LOF-d-TOP)に対する現象解明は炉容器の格能機能を確認する上で重要な課題である。本報告は従来の実機評価に於ける検討から、特に重要性が認識された3つの現象、即ち、ボイド化S/A 中の燃料分散能力、非ボイル化S/A中の燃料破損及びMFCT挙動に対し,CABRI試験の解析から得られた知見と安全解析コード(SAS3+),SAS4A,PAPAS-2S)の検証状況についてまとめたものである。本研究の結果,スティール及びナトリウム蒸気の発生,燃料の上部破損と伝 の燃料分散への寄与を介したエネルギー発生低減への有効性が示された。また、PAPAS-2S(破損及びMFCL),SAS4A(ボイド中 移動)の妥当性及びSAS3Dの実機評価コードとしての保守性が確認された。

論文

Improvement of Evaluation Method for Initiating-Phase Energetics Based on CABRI-1 In-Pile Expriments

野中 信之; 佐藤 一憲

Nuclear Technology, 98(1), 54 Pages, 

 被引用回数:18 パーセンタイル:15.67(Nuclear Science & Technology)

高速炉シビアアクシデント研究の一環として炉心崩壊事故(CDA)の安全評価に重要なULOF起因過程のエネルギー放出挙動のCABRI-1炉内試験の解析評価,評価手法の改善,効果について成果をまとめたものである。CABRI-1試験評価では実機の反応度挙動に重要な燃料の軸方向膨張,燃料破損,破損後燃料運動現象に注目しPAPAS-2S,SAS3D,SAS4Aコードで広範なデータの詳細解析を行い現象解明によりULOF事象下でのエネルギー発生の抑制に働く自己制御メカニズムの特性,有効性を明らかとした。また知見を改良版SAS3Dコードの物理モデル改良に反映し実機評価手法の改善を行った。この手法をULOF事象解析に適用し自己抑制メカニズムを安全解析に反映することがエネルギー放出,事象進展を現実的に評価する上で重要かつ有効であることを確認した。

論文

In-pile experimental needs for resolution of principal reactor safetyissues in commercialization of fast reactors

丹羽 元; 飛田 吉春; 守田 幸路; 佐藤 一憲; 野中 信之; 近藤 悟

アメリカANS主催、ARS '97, , 

FBRの実証化を目指すにおいては、経済性の追求に見合った安全性のレベルが要求される。即ち、炉容器や格納施設の簡素化、燃料・炉心の高性能化のためには関連する安全性の課題が実証データをもってクリアされることが必要である。また、FBR実証炉に対する社会的受容性を増す為には、炉心損傷時の再臨界問題の解決は必須である。SERAPH計画はこのような問題の解決に貢献するためのFBR炉内安全性試験計画あり、主要課題として(1)CDA時の再臨界事象の排除、(2)炉心局所事故時の冷却性限界、(3)高性能燃料の過渡時健全性の3つを選定し、各々について、実用化時代のあるべき安全論理、その具体化に必要な炉内試験、期待される試験結果の反映方法、試験実現のための施設への要求条件の検討を行った。例えば、CDA時再臨界排除の課題では、許認可におけるCDAの除去を目標とし、そのためには機械的エネルギー発生につながる得る再臨界事象を排除する

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