Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; et al.
JAEA-Review 2018-028, 120 Pages, 2019/02
JAEA-Review-2018-028.pdf:2.69MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成29年4月1日から平成30年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 外間 智規; 西村 朋紘; 松原 菜摘; et al.
JAEA-Review 2018-025, 171 Pages, 2019/02
JAEA-Review-2018-025.pdf:3.81MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2017年4月から2018年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目で見られた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 細見 健二; 永岡 美佳; 外間 智規; 西村 朋紘; 小池 優子; et al.
JAEA-Review 2017-028, 177 Pages, 2018/01
JAEA-Review-2017-028.pdf:3.61MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2016年4月から2017年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 細見 健二; 永岡 美佳; 外間 智規; 横山 裕也; 西村 朋紘; 松原 菜摘; 前原 勇志; et al.
JAEA-Review 2016-035, 179 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2016-035.pdf:4.2MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2015年4月から2016年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 竹安 正則; 水谷 朋子; 磯崎 徳重*; 永岡 美佳; 外間 智規; 横山 裕也; 西村 朋紘; et al.
JAEA-Review 2015-034, 175 Pages, 2016/03
JAEA-Review-2015-034.pdf:8.13MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2014年4月から2015年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 竹安 正則; 水谷 朋子; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 永岡 美佳; 外間 智規; 横山 裕也; et al.
JAEA-Review 2014-042, 175 Pages, 2015/01
JAEA-Review-2014-042.pdf:10.89MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2013年4月から2014年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 中田 陽; 藤田 博喜; 竹安 正則; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; et al.
JAEA-Review 2013-056, 181 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-056.pdf:6.22MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2012年4月から2013年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 永岡 美佳; et al.
JAEA-Review 2013-009, 195 Pages, 2013/06
JAEA-Review-2013-009.pdf:3.35MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2011年4月から2012年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が一部の試料にみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価、再処理施設主排気筒ダクトの貫通孔の確認に関する線量評価結果について付録として収録した。
住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 國分 祐司; et al.
JAEA-Review 2012-015, 166 Pages, 2012/05
JAEA-Review-2012-015.pdf:3.53MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2010年4月から2011年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が一部の試料にみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
古田 定昭; 住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 森澤 正人; et al.
JAEA-Review 2011-035, 89 Pages, 2011/08
JAEA-Review-2011-035.pdf:2.97MB
東京電力福島第一原子力発電所事故への対応として、核燃料サイクル工学研究所において特別環境放射線モニタリングを実施した。本報告は、平成23年5月31日までに得られた空間線量率,空気中放射性物質濃度,降下じん中放射性物質濃度の測定結果、並びに気象観測結果について速報的にとりまとめた。空間線量率は、3月15日7時過ぎ、3月16日5時過ぎ、及び3月21日4時過ぎに、数千nGy/hほどの3つのピークがある上昇を示した。空気中放射性物質濃度及び降下量は、空間線量率と同様な経時変化を示した。空気中のI-131/Cs-137の濃度比は、100程度まで上昇した。揮発性のTe-132, Cs-134, Cs-137は、3月30日以降定量下限値未満となった。Te-132とCsの揮発性/粒子状の濃度比は、濃度が上昇した際、値が小さくなった。3月15日から4月15日の1か月間の降下量は、Cs-137について、チェルノブイリ事故時に同敷地内で観測された降下量と比較して約100倍であった。吸入摂取による内部被ばくにかかわる線量を試算した結果、暫定値として、成人及び小児の実効線量はそれぞれ0.6mSv, 0.9mSv、甲状腺の等価線量はそれぞれ8mSv, 20mSvと見積もられた。
住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 國分 祐司; et al.
JAEA-Review 2011-004, 161 Pages, 2011/03
JAEA-Review-2011-004.pdf:4.09MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2009年4月から2010年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。
住谷 秀一; 松浦 賢一; 中野 政尚; 竹安 正則; 森澤 正人; 小沼 利光; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 渡辺 一*; 菅井 将光*
JAEA-Review 2009-064, 166 Pages, 2010/03
JAEA-Review-2009-064.pdf:11.08MB
日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所では、再処理施設保安規定に定める環境放射能監視計画及び海洋環境放射能監視計画並びに茨城県東海地区環境放射線監視委員会の定める環境放射線監視計画に基づき、再処理施設周辺の環境放射線及び放射能の監視を行っている。また、研究所あるいは周辺事業所において事故等が発生したときは緊急時モニタリングを実施するため、原子力災害対策特別措置法に基づく放射線監視設備及び原子力防災資機材等を整備している。本マニュアルは、放射線管理部環境監視課が所掌するおもに陸上環境監視業務に使用する(1)放射線(能)監視設備、(2)気象観測設備、(3)データ収集処理システムの機器構成及び取り扱い等について取りまとめたものであり、1979年6月の制定以来、保安規定及び環境監視計画等の変更に伴い、1980年5月及び1983年12月の追加・改訂、1993年2月の全面改訂(PNC TN8520 93-001)を経て運用されてきた。前回改訂から16年が経過し、設備・機器の一部が更新されたこと、2001年の原子力災害対策特別措置法施行後、同法に基づき放射線監視設備及び原子力防災資機材等が整備されたことを踏まえ、記載項目全般について見直し、改訂を行った。
武石 稔; 住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明*; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; et al.
JAEA-Review 2009-048, 177 Pages, 2009/12
JAEA-Review-2009-048.pdf:19.3MBJAEA-Review-2009-048(errata).pdf:0.12MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2008年4月から2009年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。
藤田 朋子; 飛田 吉春
JNC TN9410 2002-016, 65 Pages, 2002/11
JNC-TN9410-2002-016.pdf:3.63MB
高速炉は炉心が最大臨界体系にないために、仮想的に大規模な溶融燃料移動があった場合には、炉心体系の実効増倍率が増加して、再臨界に至る可能性がある。格納系に影響を与えるような厳しい再臨界の発生は、従来の炉心崩壊事故解析等の知見から、炉心に大規模な溶融燃料プールが形成された場合に限られることが示されている。 厳しい再臨界の可能性を排除するための方策として、上下軸ブランケット燃料を一部削除したABLE(Axial Blanket Eliminated)集合体が提案されている。本検討では、再臨界回避方策としての有効性を確認するために、溶融燃料の炉心外への排出促進効果をSIMMER-IIIコードにて評価し、以下の結論を得た。 ABLE集合体は、炉心からの燃料排出を促進し、遷移過程初期の厳しい再臨界を回避できる可能性がある。 ABLE炉心の再臨界回避の可否は、燃料エンタルピーレベルへの依存性が大きく、ソリダス点を超えて高エンタルピーであるほど、その有効性は向上する。しかしながら、燃料のエンタルピーレベルが低い状態で推移する低エンタルピーシナリオにおける再臨界回避については、さらなる検討が必要であることが明らかとなった。
飛田 吉春; 藤田 朋子*; 三浦 孝充*; 菅谷 正昭*
JNC TN9400 2002-018, 175 Pages, 2002/03
現在、サイクル機構では、高速炉の炉心崩壊事故(CDA: Core Disruptive accident)の安全解析コード、SAS4A及びSIMMER-IIIの開発・整備を進めている。SAS4AコードはCDAの起因過程、SIMMER-IIIはその後の遷移過程での炉内熱流力挙動を解析するコードであり、両コードとも実機の解析を行ってその適用性を確認する段階まで開発が進んできている。これらの 2つの事故過程を結合した事故事象推移全体の解析を行うためには、SAS4Aの計算結果の出力データをSIMMER-IIIの入力データに変換する作業が不可欠である。 ところがこれらのコードは非常に大型で、かつ異なる幾何学的・物理モデルを基礎としていることから、この作業は困難かつ複雑となる。そこでSAS4A/SIMMER-III間の接続を自動化し、安全解析コードシステムとして統合するために、SAS4A/SIMMER-III接続コードSAME-IIを開発した。SAME-IIコードは、炉心物質の質量、温度、速度分布等のSAS4A計算結果を処理して、 物理的に一貫性を保ったSIMMER-IIIの入力データを効率的に作成する機能を有している。なお、この分野におけるツール整備として、従来コードであるSAS3D及びSIMMER-II間の接続を行うSAMEコードが開発されているが、SAS4A及びSIMMER-IIIは、 それぞれSAS3D及びSIMMER-IIのとは採用している物理モデルに大きな改良が加えられており、入出力ファイルの構造も異なるため、新たな接続システムとしてSIMMER-IIが必要となった。本報告書では、開発を行ったSAME-IIの基本設計、物理変数の変換方法、 コードの構造と制御入力、検証計算結果について報告する。
藤田 朋子; 飛田 吉春
JNC TN9400 2001-100, 45 Pages, 2001/11
JNC-TN9400-2001-100.pdf:1.67MB
CABRI-FAST炉内試験計画(1992
1995年に過渡試験を実施)の中で実施されたEFM1試験は、「破損後の継続した燃料加熱条件下での燃料分散挙動の解明」を主要な目的としている。本研究は、EFM1試験データ及び既往解析結果の分析によって、物理現象の全体的挙動を把握するとともに、二次元多相多流解析SIMMER-3コードの燃料分散・固化挙動にかかわる解析モデルを検証し、 今後のモデル改良に向けて課題を明確にすることを目的とする。運動量交換関数モデルの改訂、適切な速度場成分の割り当て等を行うことにより、試験の燃料分散挙動の再現を加納にした。また、燃料分散挙動に関わるパラメータ解析を実施することにより、投入エネルギー及び気液間運動量カップリングが燃料の可動性と原動力に対し影響が大きいことを明らかにした。本研究は、実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却 MOX燃料大型炉心の再臨界回避方策として提案されている、ABLE集合体(Axial blanket Eliminated:軸ブランケット削除型集合体)の有効性の評価に対して、 EFM1試験の実験的知見を取り入れるために実施したものである。
丹羽 元; 飛田 吉春; 藤田 朋子; 遠藤 寛; 石田 政義; 栗原 国寿; 川田 賢一
JNC TN9400 2001-056, 64 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-056.pdf:2.66MB
1999年度から2年間の計画で実用化戦略研究フェイズ1を実施している。本報告書は同調査研究の中で対象としたFBRプラントシステムについて、炉心安全性の観点から検討加えた結果フェイズ1の中間段階でとりまとめたものである。ここでは、新型燃料の安全特性を把握し、各炉心が目標とする炉心安全性を備えていることを確認する目的で、基礎的な検討を含めて下記を行った。すなわち、各種炉心の損傷状態における再臨界性の検討、再臨界回避方策の検討、Na冷却MOX炉の評価、金属燃料、窒化物燃料の安全性特性比較、Na冷却炉のボイド反応度の目安、各種炉心のCDA事象推移の検討、等である。ここでの検討結果は適宜、炉心、プラントの設計に反映されている。フェイズ1の後半では安全性の観点における判断に備えるため、各炉心・プラントの設計の進渉に合わせてさらに検討を進めていく。
飛田 吉春; 藤田 朋子; 藤田 哲史
JNC TN9400 2001-050, 4 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-050.pdf:1.68MB
核燃料サイクル開発機構では、安全確保を前提に「経済性向上、資源の有効活用、環境負荷低減、核不拡散性の確保」を目標として、実用化に向けて競争力のある高速炉プラントを創出する実用化戦略調査研究を進めている。本報告書では、この調査研究において実用化炉の候補概念の一つとして検討されている重金属冷却高速炉の炉心安全性の特徴を明らかにすることを目的として実施した炉心損傷事故解析における事象進展について報告する。解析の結果、被覆管の溶融移動とプレナムガス放出によるボイド反応度挿入は緩慢であるため、再臨界を駆動することはないことが示された。一方、炉心損傷が進展して崩壊した燃料粒子の単相の鉛冷却材に分散した状態では、名乗り冷却材の流れによる燃料集中で再臨界が駆動される可能性のあることが明らかとなった。また、事故影響の炉容器内格納性の観点からは、高温化した鉛に対する一時系バウンダリ、炉容器内構造物及び崩壊熱除去機能の健全性維持が重要となることが指摘された。
飛田 吉春; 藤田 朋子; 藤田 哲史
JNC TN9400 2000-082, 24 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-082.pdf:0.92MB
核燃料サイクル開発機構では安全確保を前提に「経済性向上、資源の有効利用、環境負荷低減、核不拡散性の確保」を目標として、実用化に向けて競争力のある高速炉プラントを創出する実用化戦略調査研究を進めている。本報告書ではこの調査研究において実用化炉の候補概念の一つとして検討されている重金属冷却高速炉の炉心安全性の特徴を明らかにすることを目的として実施した炉心損傷事故解析における事象進展について報告する。解析の結果、鉛冷却炉においては、鉛の有する高い沸点と密度のために炉心崩壊事故の事象進展は緩慢かつマイルドとなり、厳しい再臨界が発生することはないとの結果を得た。このため、鉛冷却炉では内部ダクト型集合体もしくは軸ブランケット一部削除型集合体のような再臨界回避を目的とした設計方策を採る必要はないと考えられ。一方、事故影響の炉容器内格納性の観点からは、高温化した鉛に対する一次系バウンダリ、炉容器内構造物及び崩壊熱除去機能の健全性維持が重要となることが指摘された。
藤田 朋子
JNC TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB
実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。
丹羽 元; 栗坂 健一; 栗原 国寿*; 藤田 朋子
JNC TN9400 2000-043, 23 Pages, 2000/03
軽水炉と同等かそれ以上の安全性を確保し、受動安全等の活用によって、安心感の持てる高速増殖炉概念を構築することが実用化戦略調査研究における安全性の目標である。上記目標を達成するため、IAEAの国際原子力安全諮問グループが作成した原子力発電所のための基本安全原則の意味を考察し、安心感の獲得を考慮に入れて、炉心損傷の発生を防止する観点から具体的目標を設定した。さらに、炉心安全性については軽水炉との比較において高速炉の特徴を考慮することにより炉心損傷時の再臨界排除を具体的目標として設定した。再臨界排除方策の検討のために、多様な炉心における炉心損傷時の再臨界特性についてのマップを作成することによって、炉心損傷時の再臨界の可能性を簡易評価する手法を整備した。そして、ナトリウム冷却式、混合酸化物燃料型高速増殖炉について、有望な再臨界排除方策を提案した。それらを対象として燃料流出挙動の予備解析を行い、内部ダクト付き集合体の流出機能の有効性を確認するとともに炉心性能への影響の小さい方策として提案した軸ブランケット一部削除概念も有望であるとの結論を得た。