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論文

Irradiation test about oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor

柴田 大受; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.567 - 571, 2016/11

高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E$$>$$0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.2$$times$$10$$^{25}$$/m$$^{-2}$$、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.2$$times$$10$$^{24}$$/m$$^{-2}$$であった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

論文

A Summary of sodium-cooled fast reactor development

青砥 紀身; Dufour, P.*; Hongyi, Y.*; Glats, J. P.*; Kim, Y.-I.*; Ashurko, Y.*; Hill, R.*; 宇都 成昭

Progress in Nuclear Energy, 77, p.247 - 265, 2014/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:3.93(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉(SFR)に関する基盤技術の多くが、これまでの長期にわたる高速炉開発で蓄積された経験により築き上げられてきた。これらは仏国フェニックスでのEOL試験、我が国もんじゅの運転再開、露国BN-600の寿命延長、中国CEFRの運転開始等により確証されようとしている。新たに露国BN-800及びインドPFBRが2014年の運転開始を計画しているが、開始されればSFRの基盤技術の確証レベルはさらに深まることとなる。近年、SFR開発は持続可能なエネルギー生産およびアクチニド管理に重点をおいた第4世代炉の構築を目指したものへと進化し、JSFR, ASTRID, PGSFR, BN-1200, CFR-600等の先進的なSFR概念の開発が進められている。第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)は、系統・機器設計、安全及び運転、先進的燃料、アクチニドサイクル等、第4世代SFRの開発に必要な様々な研究開発を進めるための国際協力の枠組みであり、SFR開発国が過去の経験や最新の設計及び研究開発データを共有できる場を提供し、SFRの研究開発の促進に有益な役割を果たす。

論文

Irradiation test plan of oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor

角田 淳弥; 柴田 大受; 坂場 成昭; 大崎 弘貴*; 加藤 秀樹*; 藤塚 公仁弘*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10

黒鉛は、黒鉛減速・ヘリウム冷却炉である高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物として使用される。HTGRの空気侵入事故時には、TRISO被覆燃料粒子の表面にSiO2が形成され、SiCの酸化は進行せず、核分裂生成物は燃料粒子内に保持される。近年提案された安全性の新しい概念を導入した本質的安全高温ガス炉の安全性を究極に高めるため、耐酸化燃料を炉内黒鉛構造物使用に使用することで、TRISO被覆燃料粒子及び燃料コンパクトの破損を防ぐことが期待される。黒鉛の表面にSiCを被覆した黒鉛は、耐酸化黒鉛の候補材の一つであり、原子力機構と黒鉛製造メーカ4社は、耐酸化黒鉛開発の共同研究を立ち上げた。また、国際科学技術センターパートナープロジェクトの下、原子力機構とカザフスタン核物理研究所は、耐酸化黒鉛に及ぼす照射の影響の研究を開始した。照射試験に使用する黒鉛を選定するため、耐酸化黒鉛の予備酸化試験を実施した。本報告は、耐酸化黒鉛の予備酸化試験の結果、照射目試験計画、照射試験及び照射後試験計画について述べる。

論文

R&D plan for development of oxidation-resistant graphite and investigation of oxidation behavior of SiC coated fuel particle to enhance safety of HTGR

植田 祥平; 角田 淳弥; 柴田 大受; 相原 純; 藤田 一郎*; 大橋 純*; 永石 賢英*; 武藤 剛範*; 沢 和弘; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Design, 271, p.309 - 313, 2014/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

空気/水蒸気侵入事故のように設計を超える条件においても、固有の安全性によって環境中への核分裂生成物の放出を抑制できる本質安全高温ガス炉が新たに提案されている。本質安全高温ガス炉においては、空気/水蒸気侵入事故においても黒鉛スリーブと燃料コンパクトと炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子で構成する燃料棒の形状を維持し再臨界を防止することが重要であり、耐酸化特性を付与した黒鉛材料を適用できればこれが可能となる。本論では、照射試験並びに炉外試験を通じてのSiC傾斜層を有する耐酸化黒鉛の開発と共に、SiCの酸化によって形成され耐酸化性を有する二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)皮膜の形成条件について立案した研究計画について述べる。

論文

R&D plan for development of oxidation-resistant graphite and investigation of oxidation behavior of SiC coated fuel particle to enhance safety of HTGR

植田 祥平; 角田 淳弥; 柴田 大受; 相原 純; 藤田 一郎*; 大橋 純*; 永石 賢英*; 武藤 剛範*; 沢 和弘; 坂場 成昭

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10

空気/水蒸気侵入事故のように設計を超える条件においても、固有の安全性によって環境中への核分裂生成物の放出を抑制できる本質安全高温ガス炉が新たに提案されている。本質安全高温ガス炉においては、空気/水蒸気侵入事故においても黒鉛スリーブと燃料コンパクトと炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子で構成する燃料棒の形状を維持し再臨界を防止することが重要であり、耐酸化特性を付与した黒鉛材料を適用できればこれが可能となる。本論では、照射試験並びに炉外試験を通じてのSiC傾斜層を有する耐酸化黒鉛の開発とともに、SiCの酸化によって形成され耐酸化性を有する二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)皮膜の形成条件について立案した研究計画について述べる。

論文

The Screening methodologies and/or achievement evaluation in Japanese FR cycle development program with the changing needs for evaluation

塩谷 洋樹; 宇都 成昭; 川口 浩一; 篠田 佳彦*; 小野 清; 難波 隆司

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 10 Pages, 2012/07

本報告では、「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」での高速増殖炉サイクル概念の特性評価とFaCT(高速増殖炉サイクル実用化開発)プロジェクトの性能目標達成度評価を議論する。我が国では、達成度評価は評価のニーズや目的に応じて変化してきた。FSでは意思決定手法が適用されたが、FaCTフェーズIでは開発の方向性の確認が重視された。とりわけ、FaCTフェーズIでの達成度評価では、高性能を達成するために設計要求が挑戦的に設定されたため、幾つかの点で未達の項目もあったものの、全体的には、日本の原子力委員会によって設定された性能目標はおおむね達成された。

論文

Thermal analysis on shipping cask for JSFR fresh fuel

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 平田 慎吾; 小幡 宏幸*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

熱解析によりヘリウム冷却の新燃料輸送キャスクの実現性を評価した。評価は、全体解析及び燃料集合体内の詳細解析を実施した。詳細解析の結果、集合体内の熱分布は、おもに熱伝導及びヘリウムの自然対流により支配されており、2.2kW/体の発熱量を対象とした5体輸送キャスクの熱解析の結果、燃料集合体中心部の最高温度は361$$^{circ}$$Cとなり、制限値である395$$^{circ}$$C以下となることを確認した。これにより、ヘリウムキャスクの基本的成立性を見通せた。

論文

Development of transfer pot for JSFR ex-vessel fuel handling

平田 慎吾; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)では、システム簡素化のための燃料取扱系の開発を進めている。炉外燃料取扱については、燃料交換時間を短縮し稼働率を向上するために、コンパクト化原子炉容器に適合した燃料集合体を2体同時に移送できる2集合体移送ポットを開発している。燃料集合体2体同時移送において、移送系の故障等に対しても収納した燃料を制限温度内に抑え除熱成立性を確認するための試験及び解析研究について示す。

論文

JSFR design study and R&D progress in the FaCT project

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

論文

Design study and R&D progress on Japan sodium-cooled fast reactor

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.463 - 471, 2011/04

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

論文

Development of the JSFR fuel handling system and mockup experiments of fuel handling machine in abnormal conditions

加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*; 鵜澤 将行*

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.692 - 699, 2010/06

JSFRに採用する燃料交換機の異常時の対応性を把握するため、実規模モックアップを用いた試験を実施した。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan

小竹 庄司; 阪本 善彦; 三原 隆嗣; 久保 重信*; 宇都 成昭; 神島 吉郎*; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Nuclear Technology, 170(1), p.133 - 147, 2010/04

 被引用回数:31 パーセンタイル:6.17(Nuclear Science & Technology)

原子力機構は、電力会社と協力して「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)」プロジェクトを実施している。FaCTプロジェクトでは、JSFRの概念設計検討とJSFRに取り入れる革新技術の開発を、両者の整合性に留意しつつ実施している。2015年頃までに開発を行うことが現時点での目標であり、その後、JSFR実証炉の許認可手続きに入っていくこととなる。本論文は、設計要求,JSFR設計の特徴及び経済性に関する評価結果について記述したものである。さらに、JSFRの主要な革新技術について開発状況を簡潔に紹介した。

論文

Conceptual design for Japan sodium-cooled fast reactor, 3; Development of advanced fuel handling system for JSFR

加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸; 小竹 庄司

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9281_1 - 9281_6, 2009/05

高速炉実用化の課題である経済性の向上を志向し、日本の先進ループ型Na高速炉では、革新技術採用によるシステム簡素化が図られている。燃料交換においては、炉上部機構に切り込みを入れ、その中での水平移動及び回転プラグでの回転移動により、炉上部機構を取り外すことなく燃料交換を実現できる燃料交換システムを開発しており、これにより炉容器のコンパクト化と燃料交換期間の短縮化を図っている。今回、実規模燃料交換機試験体を製作し、動作試験を実施している。今後、本概念の実用化にかかわる見通しを評価していくとともに、課題を把握していく。

論文

Conceptual design for Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 1; Current status of system design for JSFR

宇都 成昭; 堺 公明; 三原 隆嗣; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司; 青砥 紀身

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9298_1 - 9298_11, 2009/05

FaCTで進めている我が国の先進ループ型高速炉(JSFR)の設計研究及び関連する革新技術開発の現状を報告する。JSFRでは経済性向上のためコンパクトな原子炉容器を設計しており、水試験による炉内流動適正化や新しい燃料交換機開発のための実規模試験体の設計・製作などを設計に反映した。建設コスト削減のため格納容器と原子炉建屋の一体化を目指しており、その技術的実現のための要素試験を行った。受動安全による安全性向上のため自己作動型炉停止機構(SASS)と自然循環による崩壊熱除去システムを取り入れており、「常陽」を用いたSASS構成要素の照射データ取得,3次元熱流動評価手法の開発成果を各々の設計に反映した。高速炉の特徴に適合する保守・補修及び検査の方針を策定し、革新的な検査技術の開発を進めている。その他、短縮化2重配管,ポンプ組込型中間熱交換器,直管2重管型蒸気発生器,再臨界回避概念,免震システムなどの重要な革新技術についても、解析的及び実験的研究とともに開発を進めている。本研究の成果は、2007年に開始した実証炉の概念検討の結果と合わせて、2010年の革新技術の採否判断の不可欠な材料となる。

報告書

小型高速炉の炉心・燃料設計研究,5; 平成17年度の研究成果のまとめ

宇都 成昭; 岡野 靖; 永沼 正行; 水野 朋保; 林 秀行

JAEA-Research 2006-060, 68 Pages, 2006/09

JAEA-Research-2006-060.pdf:3.98MB

50MWe出力Na冷却金属燃料炉心の「長寿命追求型概念」について、燃料スミア密度に関する照射実績を重視した設計研究を実施した。本概念は、プラント寿命中の燃料無交換と炉心出口温度550$$^{circ}$$C(水素製造の観点)の達成を目指すものである。燃料スミア密度の上限を75%とし、燃料仕様を調整することによって、炉心寿命30年、炉心出口温度550$$^{circ}$$Cを達成する可能性を示した。制御棒については、炉心寿命中に吸収体-被覆管機械的相互作用が発生し得ないことを確認した。遮へい性能の向上と炉心コンパクト化の観点から選定したZr-H遮へい要素において、被覆管にPNC316を用いることで炉心寿命中における水素透過量の制限目安(H/Zr比が1.53以上)を満足する可能性を示した。

報告書

BN-600ハイブリッド炉心の設計検討(II) -我が国の手法による燃料健全性評価及び炉心核特性評価-

杉野 和輝; 宇都 成昭; 永沼 正行; 水野 朋保

JNC-TN9400 2004-042, 55 Pages, 2004/08

JNC-TN9400-2004-042.pdf:2.08MB

ロシアの余剰核兵器解体プルトニウム(以下、解体Puと称する)処分の一環として、解体Puをバイパック燃料製造技術でMOX燃料にし、現在ロシアで稼動中の高速炉BN-600で燃焼(ハイブリッド化)させる計画が進行しているが、契約先であるロシア実験機械製造設計局OKBMとの設計作業が完了し、設計図書を入手した。 入手したBN-600ハイブリッド炉心の設計情報に基づき、我が国の手法を用いて同炉心の設計基準事象における燃料健全性評価及び核特性評価を行った。その結果、被覆管及び燃料の最高温度、冷却材(ナトリウム)ボイド反応度、反応度係数の解析結果が、ロシアが設定した設計制限・目標を充足し、かつロシア規則を遵守していることがわかった。 今回得られた結果より、ロシアが選定したBN-600ハイブリッド炉心の炉心・燃料仕様は炉心の安全設計及び核設計の観点から妥当である可能性を有すること、我が国の手法による評価結果はロシア設計の信頼性向上に寄与し得ることが示された。

報告書

小型高速炉の炉心・燃料設計研究(その3)

三田 敏男; 岡野 靖; 高木 直行; 永沼 正行; 宇都 成昭; 水野 朋保

JNC-TN9400 2004-031, 154 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-031.pdf:10.75MB

実用化戦略調査研究の一環として小型高速炉の概念を検討しており、フェーズIIでは「長期燃料無交換」と「高い受動的安全特性」の2点を主な着眼点として、高速炉特有の特性を活かした小型高速炉の設計研究を実施している。平成15年度は、これまでの検討結果を踏まえて経済性の観点から有望な165MWe制御棒制御型のナトリウム強制循環冷却炉心を検討対象とした。本研究では、20年間燃料無交換運転と出口温度高温化(550$$^{circ}$$C )を目指し、金属燃料のピン径を太径化(15mm以下)、炉心圧損低減(0.75kg/cm$$^{2}$$程度以下)、自己作動型炉停止機構(SASS)に頼らない受動的安全性を確保できる範囲内で冷却材ボイド反応度制限緩和による炉心径の縮小(3m以下)を設計条件として、冷却材ボイド反応度 6 $ 程度と 8 $ 程度の高温化炉心と高温小径化炉心を検討した。本概念として出力分布変動が少なく高増殖性能のポテンシャルの高いZr含有率3領域単一Pu富化度金属燃料炉心を検討して、20年間燃料無交換運転と出口温度高温化(550$$^{circ}$$C)の達成の見通しを得た。高温化炉心と高温小径化炉心はブランケットを有さない炉心で、その性能は夫々、(1)炉心高さ/等価直径:293cm/390cmと260cm/334cm (2)取出平均燃焼度 :77GWd/tと80GWd/t (3)燃焼反応度:1.2% $$Delta$$k/kk'と1.1%$$Delta$$k/kk' (4)増殖比:1.06と1.07であり、両炉心共に制御棒反応度収支、燃料健全性、遮へい性能を満たすことを確認した。また、燃焼による反応度変化が小さいため、制御棒の微調整を要しない長期運転の可能性についても検討した。なお、別途報告予定の安全解析の結果、高温化炉心はATWS時にSASSに頼らないで高温静定する見通しが示されたので、この炉心をフェーズII中間取り纏めの代表炉心に推奨した。更に、本検討のナトリウム冷却小型高速炉を対象として、超臨界圧炭酸ガスタービンによるFeher熱サイクルヘの適用性として熱サイクル4型を検討して、IHX必要伝熱面積が小さくBOP構成が単純な中間型熱サイクルが、単純ブレイトンサイクルで熱効率 33.4%ながら、最も有望であると判断した。

報告書

工学系モデリング言語としての次世代解析システムの開発(II); プロトタイプ作成による検討

横山 賢治; 細貝 広視*; 宇都 成昭; 笠原 直人; 石川 真

JNC-TN9400 2003-021, 205 Pages, 2003/04

JNC-TN9400-2003-021.pdf:8.86MB

高速炉開発において、解析コードを用いた数値シミュレーションは、理論、実験を補足するための重要な役割を果たしている。研究開発に対すニーズが多様化し、解析対象がより複雑化している現在では、工学的なモデルや解析手法を柔軟に変更したり、新たなモデルや手法を開発して容易に従来のシステムを拡張したりできることが、解析コードに求められる重要な要素となってきている。また、原子力に関連する技術分野は多岐にわたるため、多くの異なる分野の物理データや工学的モデル・手法を、いかにうまく結合して利用できるようにするかという点に大きな課題がある。 本研究では、このような課題を解決できる次世代解析システムの実現を目標とし、3種類の方法、(1)多言語(SoftWIRE.NET、Visual Basic.NET、Fortran)、(2)Fortran90、(3)Pythonを採用してプロトタイプの作成・検討を実施した。 この結果、Visual Basic.NETを用いることで、Fortranでかかれた既存の解析コードの機能を新しい解析コードシステム上で部品化することや、Fortran90の新しい機能を用いることにより従来のFortran77で書かれた解析コードの保守性や拡張性を向上させること、Pythonを用いてツールボックス型の解析コードシステムを構築することができることを示した。

論文

LMFBR Design and its Evolution, 2; Core Design of LMFBR

水野 朋保; 宇都 成昭; 高木 直行

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (Internet), 0 Pages, 2003/00

ナトリウム冷却炉心の設計研究を行った。MOX燃料炉心では、仮に炉心損傷事故が生じた場合の即発超臨界を回避するために軸方向ブランケットを一部削除した集合体を有する炉心概念について検討し、内部転換比を高めることで運転サイクル長さ26ヶ月、炉心・ブランケット平均取出燃焼度100GWd/t等の発電コスト低減化に優れた概念を構築した。同様の検討を金属燃料炉心についても行った。その結果、優れた増殖性能によりMOX燃料炉心と同出力規模で運転サイクル長さを長期化し得ること、ピン径2領域単一Pu富化度炉心概念によりMOX燃

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