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報告書

もんじゅ模擬燃料集合体製造に係る技術報告

榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.

JAEA-Technology 2020-020, 73 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-020.pdf:8.26MB

高速増殖原型炉もんじゅでは、現在、廃止措置が進められており、その第一段階として、炉心に装荷している燃料を取り出す工程がある。炉心の燃料集合体は、エントランスノズルが炉心支持板の連結管に挿入され自立しており、周辺の集合体によりパッド部を介して支え合い炉心体系を維持する構造となっている。そのため、燃料を取り出した場所に模擬燃料集合体を装荷し、燃料集合体を安定させる必要があった。このような背景を受け、もんじゅ炉心燃料集合体の製造経験のあるプルトニウム燃料技術開発センターへ、もんじゅ側から模擬燃料集合体の製造依頼があり、製造を行った。この報告書は、装荷する模擬燃料集合体の設計、製造、出荷について報告するものである。

論文

Evaluation of breach characteristics of fast reactor fuel pins during steady state irradiation

岡 弘*; 皆藤 威二; 生澤 佳久; 大塚 智史

Nuclear Engineering and Design, 370, p.110894_1 - 110894_8, 2020/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究では、実験的に得られた燃料ピン破損データを使用して、高速炉燃料ピンの破損予測における累積損傷和(CDF)での評価の信頼性を評価したものである。EBR-IIでの照射により定常照射中に破損した6本の燃料ピンについてCDFを評価した。照射後試験により、被覆管のクリープ損傷に対するFCMIの寄与は小さく、FPガスを含む内圧応力により評価可能であることがわかった。被覆管温度履歴やFPガスによる内圧上昇を考慮し、炉内クリープ破断式を使用して破損ピンのCDFを評価した結果、破損発生時のCDFは0.7から1.4の範囲であり、定常照射での燃料ピン破損はCDF値が1.0近傍において発生する実績が得られた。本結果により、適切な材料強度と環境効果が考慮された場合、CDF評価は燃料ピン破損の予測にあたって信頼性のある手法であることがわかった。

論文

Oxygen potential and self-irradiation effects on fuel temperature in Am-MOX

生澤 佳久; 廣岡 瞬; 宇埜 正美*

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.321 - 327, 2020/05

放射性廃棄物削減の観点からMA-MOX燃料の研究開発が進められている。MA-MOX燃料の開発には、MA添加が照射挙動に及ぼす影響を明らかにすることが不可欠である。AmのMOXへの添加は、燃料温度を評価する上で重要な物性である蒸気圧および熱伝導率に影響を与える。これは、蒸気圧が燃料の再構成に影響を与え、熱伝導率が燃料温度分布に影響を与えるためである。本研究では、これらの物性に着目し、照射挙動解析コードを用いてAmによる照射中の燃料温度への影響を評価した。Am含量率の増加は、熱伝導率を低下させ、酸化物燃料の酸素ポテンシャルを増加させる。Am含量率の増加により、蒸気圧が増加するため、ポア移動速度が速まり、中心空孔径が拡大する。その結果、中心空孔の形成後においては、Am含有が燃料中心温度に及ぼす影響は軽度であった。また、アルファ崩壊による自己照射は、熱伝導率に影響を与えることが知られている。Amは典型的なアルファ放射性核であるため、Am-MOXの燃料温度を評価するためには、自己照射が熱伝導率に及ぼす影響を考慮する必要があり、その影響を評価した。自己照射によって熱伝導率が低下し、Am含有量が増加すると熱伝導率の低下率が加速されるが、温度上昇に伴って回復する。そのため、自己照射による熱伝導率の低下が燃料中心温度に与える影響はわずかであることが分かった。これらの結果は、従来のMOX燃料と同じ条件下でAm-MOX燃料を照射できることを示唆している。

論文

The Effects of plutonium content and self-irradiation on thermal conductivity of mixed oxide fuel

生澤 佳久; 森本 恭一; 加藤 正人; 齋藤 浩介; 宇埜 正美*

Nuclear Technology, 205(3), p.474 - 485, 2019/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

混合酸化物燃料の熱伝導率に及ぼすプルトニウム含有量と自己照射の影響を評価した。熱伝導率の測定試料は、UO$$_{2}$$燃料および数種類のMOX燃料である。MOX燃料は、数種類のプルトニウム含有量及び、20年間保管したものである。これらの試料の熱伝導率は、レーザーフラッシュ法により得られた熱拡散率測定値から決定した。プルトニウム含有量の増加に伴い熱伝導率は低下したが、この効果はわずかであった。保管されたMOX燃料の試料を用いて、自己照射の効果を調べた結果、自己照射による熱伝導率の低下は、プルトニウム含有量、同位体組成および保管期間に依存することが分かった。格子パラメータの変化から、20年間の保管による熱伝導率の低下を予測することが可能であり、また、自己照射による熱伝導率の低下は、熱処理により回復し、1200Kを超える温度でほぼ完全に回復した。これらの評価結果から、フォノン伝導モデルに基づく熱伝導率を定式化した。この式は、プルトニウム含有量と自己照射の影響を考慮し、MOX燃料の熱伝導率を予測することができる。

論文

Oxide-metal ratio dependence of central void formation of mixed oxide fuel irradiated in fast reactors

生澤 佳久; 前田 宏治; 加藤 正人; 宇埜 正美*

Nuclear Technology, 199(1), p.83 - 95, 2017/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.62(Nuclear Science & Technology)

照射挙動解析コードの計算結果に基づき、高速実験炉常陽で照射されたB14照射試験燃料のPIE結果から得られた組織変化のO/M比依存性について評価した。解析の結果、定比組成の酸化物燃料の組織変化は、低O/M比の酸化物燃料と比べ燃料温度が低いにもかかわらず、組織変化が進展していた。これは、以下のように考えられる。第一に、定比組成の燃料は熱伝導が高いため、燃料温度が低下する。第二に高い酸素ポテシャルによりUO$$_{3}$$の蒸気圧が高くなり、ポア移動速度が速くなったものと考えられる。加えて、本解析結果は、中心空孔径は燃料温度だけでなく蒸気圧にも強く依存すること示した。

論文

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

論文

Thermal expansion measurement of (U,Pu)O$$_{2-x}$$ in oxygen partial pressure-controlled atmosphere

加藤 正人; 生澤 佳久; 砂押 剛雄*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*

Journal of Nuclear Materials, 469, p.223 - 227, 2016/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:66.89(Materials Science, Multidisciplinary)

U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$ (x=0, 0.01, 0.02, 0.03)及び(U$$_{0.52}$$Pu$$_{0.48}$$)O$$_{2.00}$$の熱膨張率をディラトメータにより、酸素分圧をコントロールした雰囲気で測定した。酸素分圧は、測定の間O/M比が一定となるように制御された。熱膨張率は、O/M比の低下でわずかに上昇し、測定結果より、酸素ポテンシャルを記述する関係式を作成した。

論文

Fuel restructuring behavior analysis of MA-bearing MOX fuels irradiated in a fast reactor

小澤 隆之; 生澤 佳久; 加藤 正人

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.622 - 624, 2015/10

廃棄物減容・有害度低減を目指したリサイクルシステムにおいてはMAを高速炉でMA-MOX燃料としてリサイクルする研究開発を進めており、MA含有率は約5wt%と想定されている。このため、MA含有が燃料物性だけでなく燃料挙動に及ぼす影響ついて研究する必要がある。高速炉においてMOX燃料は比較的高い線出力で使用されることから、燃料組織変化が生じ、その結果、中心空孔が形成される。この中心空孔形成は燃料中心温度を低減する効果があるため、燃料溶融防止の観点で重要な燃料挙動である。ここでは、常陽で実施したMA-MOX燃料の照射試験であるB11とB14の結果を用いて、MA含有が燃料組織変化挙動に及ぼす影響を評価した結果について報告する。

論文

Development of science-based fuel technologies for Japan's Sodium-Cooled Fast Reactors

加藤 正人; 廣岡 瞬; 生澤 佳久; 武内 健太郎; 赤司 雅俊; 前田 宏治; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一

Proceedings of 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/08

ウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)はナトリウム冷却高速炉の燃料として開発が進められている。MOXペレットの焼結挙動や照射挙動を解析するために、サイエンスベース燃料技術の開発を進めてきた。この技術は、適切な燃料製造条件や照射挙動解析結果について、機構論的なモデルを用いて計算し、供給することができる。

論文

Development and verification of the thermal behavior analysis code for MA containing MOX fuels

生澤 佳久; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 前田 宏治; 加藤 正人; 前田 誠一郎

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

MA-MOX燃料の設計技術開発のためには、MA-MOX燃料の照射挙動評価モデルを開発し、PIE結果を用いて解析コードの精度を確認する必要がある。本研究では、MA-MOX燃料の熱伝導度、融点及び蒸気圧の評価が可能な熱物性評価解析モジュール「TRANSIT」を開発し、更にMA-MOX燃料の照射挙動を解析するために、このモジュールと燃料ピン挙動解析コード「DIRAD」を組合せた「DIRAD-TRANSIコードシステム」を開発した。更に、常陽で実施されたMOX燃料及びMA-MOX燃料の照射後試験結果を用いて、このコードシステムの検証を行った。検証の結果、DIRAD-TRANSIコードシステムは、数%のアクチニドを含むMOX燃料に対して、燃料温度及び組織変化といった照射挙動を再現できることを確認した。

論文

Short-term irradiation behavior of low-density americium-doped uranium-plutonium mixed oxide fuels irradiated in a fast reactor

前田 宏治; 勝山 幸三; 生澤 佳久; 前田 誠一郎

Journal of Nuclear Materials, 416(1-2), p.158 - 165, 2011/09

 被引用回数:12 パーセンタイル:71.79(Materials Science, Multidisciplinary)

Amを含有する低密度燃料の熱的挙動を把握するため、短期・高線出力照射試験(B14)を高速実験炉「常陽」において実施した。照射試験パラメータとして、燃料O/M比及び燃料-被覆管ギャップ幅を設定し、4本の燃料ピンを装荷した。燃料ピンは48時間のプレコンディショニングにより組織変化させた後、最大線出力470W/cmまで急昇させて10分間保持された。照射後に破壊試験により燃料溶融が生じていないことや、PuやAmの再分布について調査した。本破壊試験結果は、これまでに取得したデータと比較して熱的性能を検討した。

論文

MOX fuel performance and database development for MOX fuel use in LWRs

小澤 隆之; 生澤 佳久

Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance Meeting/TopFuel/WRFPM (CD-ROM), p.72 - 81, 2010/09

エネルギー資源の有効利用のため、軽水炉(LWR)の使用済燃料の再処理によって取り出したプルトニウムを再利用しており、このような核燃料サイクルでは、プルトニウムをウラン-プルトニウム混合酸化物として用いている。日本においては、2003年の運転終了までFUGENにおいて772体のMOX燃料集合体が健全に使用され、これは熱炉でのMOX燃料利用実績として世界最多となっている。FUGENで照射したMOX燃料集合体に対して、MOX燃料挙動評価に必要な照射後試験を実施し、有用なデータを得ることができた。また、ノルウェーのハルデン炉(HBWR)において、炉内計装を取り付けたMOX燃料集合体を用いた幾つかの照射試験(定常照射試験,ランプ試験,負荷追従試験)を実施した。このようなFUGEN及びHBWRで得られた経験を、将来のLWRにおけるMOX燃料利用の信頼性向上に資するため、MOX燃料データベースを構築した。

論文

Burn-up effect on MOX fuel thermal conductivity

生澤 佳久; 森本 恭一; 小澤 隆之; 加藤 正人

Proceedings of Plutonium Futures; The Science 2010 (CD-ROM), p.341 - 342, 2010/09

酸化物燃料の熱伝導度は、挙動評価,燃料設計において重要な物性である。ウラン酸化物燃料や混合酸化物燃料(MOX燃料)は軽水炉燃料として使われており、これら酸化物燃料の熱伝導度はさまざまな研究施設で測定がなされている。燃料物性の研究によると、酸化物燃料の熱伝導度は燃焼とともに減少する。本研究では、MOX燃料の熱伝導度の燃焼度依存性について評価,検討を行った。

報告書

日負荷追従運転時におけるMOX燃料のFPガス放出挙動; FASTGRASSコードによるIFA-554/555試験評価

生澤 佳久; 小澤 隆之

JAEA-Technology 2007-070, 27 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2007-070.pdf:46.26MB

日本原子力研究開発機構におけるATR-MOX燃料開発の一環として、ハルデン炉(HBWR)においてIFA-554/555日負荷追従試験を実施した。IFA-554/555は燃料要素内圧測定計装,燃料中心温度測定計装,燃料スタック伸び測定計装及び被覆管伸び測定計装を装備した照射リグであり、日負荷追従運転時の照射挙動の解明を目的とした試験である。原子力発電の日負荷追従運転は経済性向上に有用なオプションの一つであるが、このような運転下では、短期間での出力変動に起因する機械的,熱的な照射条件が変化することになる。本報告書では、IFA-554/555日負荷追従試験時の出力変動による燃料要素内圧上昇に着目し、日負荷追従運転がMOX燃料からのFPガス放出挙動に及ぼす影響について検討を行った。過渡時FPガス放出挙動の評価が可能なFASTGRASSコードを用いた解析評価の結果、日負荷追従運転時には、温度が高くなる燃料ペレット中心部で燃料ペレット内結晶粒界に残留しているFPガスが、燃料ペレットの温度や内部応力の変化によって放出されるが、結晶粒界に残留しているFPガス量が一定量まで低下すると、FPガスが放出しなくなることがわかった。また、日負荷追従運転により定格運転時のFPガス放出量が減少するため、全照射期間を通じたFPガス放出率は日負荷追従運転による影響をほとんど受けないことがわかった。

報告書

中空燃料設計コード"CEPTAR"の検証; 常陽Mk-II炉心燃料照射データを用いた検証

生澤 佳久; 小澤 隆之

JAEA-Technology 2007-013, 38 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-013.pdf:4.14MB

高速増殖炉もんじゅにおける次期炉心燃料の候補として高密度中実ペレットが検討されている。中空燃料設計コード「CEPTARコード」はおもに高密度中空ペレット燃料を対象に整備検証されており、高密度中実ペレットへの適用性については必ずしも確認されてきていない。本報告書では、高密度中実ペレットを使用している常陽Mk-II炉心燃料照射データを用いて、CEPTARコードの高密度中実ペレットの適用性について検証を行った。検証作業を行うにあたり、以下の物性式をCEPTARコードに組み込んだ。(1)PNC316鋼について新たに報告されている被覆管物性式(スエリング式及びクリープ式)を解析オプションとして追加した。(2)常陽Mk-II炉心燃料のPIE結果より高密度中実ペレットのスエリング式を作成した。新たに組み込んだ被覆管物性式とペレットスエリング式を用いることにより、高密度中実ペレットを用いた常陽Mk-II炉心燃料の挙動を再現することができ、CEPTARコードがピーク燃焼度約76,000MWd/tまでの高密度中実燃料を従来の精度で解析できることを確認できた。

報告書

Development of MOX fuel database

生澤 佳久; 小澤 隆之

JAEA-Technology 2007-010, 44 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-010.pdf:6.43MB

新型転換炉原型炉ふげん及びハルデン炉(HBWR)で実施されたさまざまなMOX照射試験のデータベースを開発した。データベースには、ふげんで照射された燃料集合体(P06, P2R, E03, E06, E07, E08、及びE09)の製造データ,照射データ及び照射後試験データが含まれている。このうちE09燃料集合体はPu富化度約6wt%で、ふげんで照射されたMOX燃料集合体で最も燃焼の進んだものでありペレットピーク燃焼度48GWd/tまで健全に照射された。一方、HBWRではBWR-MOX燃料の定常運転時の挙動評価(IFA-514/565, IFA-529),ATR-MOX燃料の日負荷追従時の挙動評価(IFA-554/555)及び過出力時の挙動評価(IFA-591)の試験が行われた。IFA-565は定常状態で照射され、最高燃焼度約56GW d/tに達している。また、IFA-591は最高線出力58.3-68.4kW/mまで破損することなく照射され、IFA-554/555では出力変動に伴う被覆管・スタック伸び,燃料中心温度,要素内圧などのデータが取得された。データベースには、これらHBWRで照射された燃料の製造データ,照射データ及び照射後試験データ及び炉内計装データも格納している。

論文

Fuel-cladding chemical interaction in MOX fuel rods irradiated to high burnup in an advanced thermal reactor

田中 康介; 前田 宏治; 佐々木 新治; 生澤 佳久; 安部 智之

Journal of Nuclear Materials, 357(1-3), p.58 - 68, 2006/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.05(Materials Science, Multidisciplinary)

新型転換炉原型炉「ふげん」でペレットピーク燃焼度47.5GWd/tまで照射したMOX燃料E09において、被覆管内面に着目した組織観察及び元素分布測定を実施した。被覆管内面における反応層厚さについては、同程度の燃焼度のUO$$_{2}$$燃料における測定値と概ね等しい結果が得られた。また、局所的に燃焼度が増加するPuスポット部においても、その有意な増加は認められず、周辺マトリックス部における値と明確な違いは観察されなかった。被覆管内面にはボンディング層の発現が認められ、同層の形態、存在する元素、発現照射条件は、FPガス放出の大きいBWR用UO$$_{2}$$燃料における結果と類似していた。

報告書

Post Irradiation Examination for The FUGEN High Burn-up MOX Fuel Assembly (III) Final Report

生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 中沢 博明; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*

JNC TN8410 2005-012, 113 Pages, 2005/08

JNC-TN8410-2005-012.pdf:15.2MB

照射用ガドリニア燃料集合体E09は新型転換原型炉「ふげん」において、1990年6月から1997年1月まで照射された。E09燃料集合体はふげんで最も高い燃焼度に達した集合体で、ペレットピーク燃焼度は約48GWd/tであった。E09燃料集合体は2001年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送されたのち照射後試験が2001年6月から開始され、2005年3月に全ての試験が終了した。照射後試験から得られたE09の主な照射挙動は以下のようなものである;・E09燃料集合体及び燃料要素の健全性を確認した。・ATR-MOX燃料被覆管の腐食挙動はLWR-UO2燃料被覆管と類似であった。・最大線出力45kW/m以上で中心空孔の形成が認められた。・ペレットリム部やPuスポット周辺で、高燃焼度LWR-UO2燃料で観察されるリム組織に類似した組織が観察された。・約48GWd/tまで照射されたMOXペレットの物性(ペレットスエリング、熱伝導度、融点、FPガス拡散)はLWR-UO2ペレットの物性と類似であった。本照射後試験結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDUオプション」へも反映する計画である。

報告書

Post Irradiation Examination for The FUGEN High Burn-up MOX Fuel Assembly (II) Destructive Examination

生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*

JNC TN8410 2004-008, 106 Pages, 2004/10

JNC-TN8410-2004-008.pdf:25.96MB

照射用ガドリニア燃料集合体E09は新型転換原型炉「ふげん」において、1990年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUO2-Gd2O3燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、2001年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして破壊試験の一部(パンクチャ試験、金相試験及び$$alpha$$オートラジオグラフィ)が2003年3月までに終了した。破壊試験は2004年12月までに終了する計画である。本報告書では、2002年度実施した破壊試験結果をまとめると共に、照射挙動について検討・評価を行った結果についてまとめる。照射後試験の結果から,燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められず,照射中の高燃焼度MOX燃料集合体の健全性について確認した。なお、本照射後試験結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDUオプション」へも反映する計画である。

報告書

「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体の照射後試験報告書(II)燃料要素破壊試験(その1)

生澤 佳久; 菊池 圭一; 中沢 博明; 安部 智之; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*

JNC TN8410 2003-015, 251 Pages, 2004/01

JNC-TN8410-2003-015.pdf:16.07MB

「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体E09は、新型転換炉実証炉用高性能燃料として開発されたMOX燃料集合体と同等の燃料仕様を有する燃料集合体であり、新型転換原型炉「ふげん」において、平成2年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUO2-Gd2O3燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、平成13年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして同年7月から照射後試験が開始され、平成15年3月までに破壊試験の一部(パンクチャ試験、金相試験及び$$alpha$$オートラジオグラフィ)が終了した。本報告書では、平成15年3月までに得られた破壊試験結果をまとめると共に、これらの照射後試験結果を基に、燃料集合体や燃料要素の構造健全性及び照射挙動ついて検討・評価した。検討・評価の結果、燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められなかった。

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