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報告書

ナトリウム燃焼解析コードASSCOPSの検証

大野 修司; 松木 卓夫*

JNC-TN9400 2000-106, 132 Pages, 2000/12

JNC-TN9400-2000-106.pdf:2.8MB

高速増殖炉プラントのナトリウム漏えい事故時の熱的影響を評価するための解析コードASSCOPSを使用して、7種類の既往ナトリウム燃焼試験の解析を実施した。雰囲気ガスやナトリウム受け皿の温度、壁温度、雰囲気ガス圧力、酸素濃度等の項目について解析結果と試験測定値を比較することにより、本解析コードを適切な解析パラメータとともに使用することで、ナトリウム燃焼とそれに伴う熱的影響の評価を妥当または保守的な形で実施できることを確認した。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第35サイクル)

照射管理課*

JNC-TN9440 2000-008, 79 Pages, 2000/08

JNC-TN9440-2000-008.pdf:2.33MB

本報告書は、第35サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第35サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーべイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第35サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD253の67,600MWd/t(要素平均)である。

報告書

核設計手法報告書

高下 浩文; 樋口 真史*; 富樫 真仁*; 林 達也*

JNC-TN8410 2000-011, 185 Pages, 2000/05

JNC-TN8410-2000-011.pdf:4.67MB

FBR炉心解析技術について、関連部署への周知及び技術の伝承のために、設計評価Gr.において用いられている核設計手法についてまとめた。特に当Gr.で実施してきた127本バンドル「もんじゅ」高度化炉心の概念設計に対して用いられている核設計手法を中心に示した。示した項目は実効断面積の作成、2次元燃焼計算、3次元拡散計算、反応度係数計算、制御棒価値計算における計算方法である。本報告書で示される手法は、現時点での当Gr.の標準的な核設計手法である。しかし、今後、評価精度の向上を目指して、計算コードの高度化・整備、「もんじゅ」性能試験データ等を用いた設計評価における補正・不確かさの低減、核データ更新等を実施していく予定であり、それに伴い、核設計手法も見直される可能性があるが、情報の共有化の観点から現時点での当Gr.の標準的な核設計手法をまとめたこととした。

報告書

核燃料サイクルにおける物質収支解析手法の機能拡張

大滝 明; 小野 清; 篠田 佳彦; 辺田 正則*; 久保田 貞衣*; 平尾 和則

JNC-TN9410 2000-006, 74 Pages, 2000/04

JNC-TN9410-2000-006.pdf:3.01MB

核燃料サイクルにおける物質収支を迅速かつ定量的に評価する目的で、サイクル諸量評価コード「FAMILY」の機能拡張、ならびに廃棄物中に含まれるTRUとLLFP(長寿命FP)の蓄積量計算コードの開発などを行った。実施内容は次の通り。(1)MAの収支計算が可能な「FAMILY-MA」を作成した。(2)FAMILYコードのポスト処理ツールを作成した。(3)汎用表計算ソフトを用いてサイクル諸量簡易計算ツールを作成した。(4)廃棄物中のTRU,LLFP蓄積量計算コードを開発した。

報告書

ODSフェライト鋼被覆管の製造コスト低減化方策に関する検討(平成11年度作業)

藤原 優行; 水田 俊治; 鵜飼 重治

JNC-TN9400 2000-050, 19 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-050.pdf:0.82MB

実用化戦略調査研究で実施している高速炉システム技術評価において、高温出口温度で15万MWd/t以上の燃焼度を達成するために不可欠なODSフェライト鋼被覆管の実用化見通しを評価することになっている。そのため、これまでのODSフェライト鋼被覆管の技術開発結果を踏まえ、将来の実用規模の観点から、長尺被覆管の量産を可能とする経済性の高い製造プロセスの成立性を検討し、量産コストの予備的評価を行った。将来の実用規模を想定した場合、全コストに占める素管製造コストの割合が大きく、そのコスト低減化のために考えられる方策についても予備調査を実施した。

報告書

ODSフェライト鋼被覆管の設計評価用関係式の検討

水田 俊治; 上平 明弘; 鵜飼 重治

JNC-TN9400 2000-048, 28 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-048.pdf:0.64MB

高速増殖炉の被覆管材料としてのODSフェライト鋼は、耐照射性に優れるフェライト-マルテンサイト鋼中に酸化物(Y2O3)を微細に分散させて高温強度を改善しているため、燃料集合体の高燃焼度化とプラントの高温化を同時に達成可能な材料として期待されている。実用化戦略調査研究において、基準プラントである「MOX燃料Na冷却炉」の燃料被覆管にODSフェライト鋼を適用した場合の設計研究を供するため、ODS鋼フェライト鋼について、最新データを基に以下の材料特性・強度関係式を暫定的に策定した。(1)設計クリープ破断応力強さ(2)クリープ強度補正係数(環境効果)(3)外面腐食(Na中)(4)内面腐食(MOX燃料中)(5)熱伝導度

報告書

模擬燃焼燃料を用いた高燃焼度燃料の熱物性及び機械的物質に関する基礎的研究(II) ‐ 先行基礎工学分野に関する平成11年度報告書(中間報告) ‐

山中 伸介*; 宇埜 正美*; 黒崎 健*; 山本 一也; 滑川 卓志

JNC-TY9400 2000-011, 41 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-011.pdf:1.28MB

高燃焼度時における高速炉用MOX燃料の熱物性および機械的性質を評価するための基礎的研究を実施し、以下の結果を得た。高燃焼度時に高速炉用MOX燃料中に生成する核分裂生成物(Fission Product;FP)からなるFP析出相として、FPとアクチニド元素との複合酸化物相を取り上げその基礎物性測定を実施した。酸化物相のうちペロブスカイト型BaUO3の熱伝導率はUO2に比べ約一桁小さい値となり、燃料ペレット全体の熱伝導率を減少させる可能性があることを確認した。またBaUO3の弾性定数はUO2の弾性定数の約30%程度であることが判った。このことから燃焼が進み酸化物相が燃料母材中に析出した場合、特に偏析した場合は、燃料ペレット全体としての応力状態が不均一になり機械的特性が低下する可能性があることが判った。また、燃料母材中に固溶する元素が燃料の物性に及ぼす影響を調査するために分子動力学法(Molecular Dynamics;MD)を用いた物性予測を実施した。計算結果と昨年度実施した実験結果との間で妥当な一致が見られ、分子動力学法がMOX燃料の物性を評価する上で重要なツールと成り得ることが確認できた。

報告書

窒化物燃料の照射挙動および設計評価用モデルに関する調査・検討

井上 賢紀; 鵜飼 重治; 浅賀 健男

JNC-TN9400 2000-041, 29 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-041.pdf:1.18MB

実用化戦略調査研究における窒化物燃料オプションの実現性評価に資するため、窒化物燃料の照射挙動および設計評価用モデルに関する調査・検討を行った。(1)燃料ピン機械設計評価(CDF評価)への反映被覆管のクリープ寿命分数和の評価には、内圧変化(FPガス放出率)と被覆管減肉挙動(FCCI挙動)に関する情報が必要である。また、窒化物燃料は酸化物燃料に比較してFPガス放出率をかなり小さく抑えられる可能性があることが指摘されており、プレナム長さの低減による炉心燃料集合体の短尺化の可能性もある。そこで、窒化物燃料のFPガス放出挙動とFCCI挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域までの予測評価を行った。(2)燃料ピン仕様選定への反映燃料体積率向上の観点からはより高い燃料スミア密度の燃料ピン仕様が望まれるが、窒化物燃料は酸化物燃料に比較して燃料スエリングが大きく、FCMI挙動の観点からスミア密度には上限値(許容燃料スミア密度)が存在すると考えられる。そこで、窒化物燃料の燃料スエリング挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域に対する予測評価を行った。(3)水冷却オプション特有の問題に関する調査軽水炉あるいは超臨界圧水炉を発展させた高速炉概念に関連し、窒化物燃料と高温水との共存性に関する過去の報告例を整理した。

報告書

CPFにおける照射済高速炉燃料溶解試験データの整理

佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之

JNC-TN8400 2000-016, 188 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-016.pdf:3.6MB

本資料は、これまでに高レベル放射性物質研究施設(CPF)において過去実施された照射済高速炉燃料を対象とした全溶解試験(ベンチスケール(燃料ピン単位)溶解試験及びビーカースケール(剪断片単位)溶解試験)の試験条件(燃料の製造条件、照射条件及び溶解条件)、及び試験結果を整理し、まとめたものである。

報告書

電磁遷移確率の厳密解とFPアイソマー準位遷移確率に関する研究

和田 浩明

JNC-TN8400 2000-015, 37 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-015.pdf:0.8MB

本報告は、博士研究員として平成9年10月から平成12年3月までに行なった研究内容をまとめたものである。本報告は、大きく2つの内容に分かれている。すなわち、1つは、高エネルギー光による電磁遷移過程の遷移率の厳密解を求める研究である。2つめの研究は、137Cs(n,$$gamma$$)138Cs熱中性子吸収反応で138Csのアイソマー(138mCs)が生成される確率の測定である。1)最近の高エネルギービーム技術の発展により、高エネルギー光の研究に対する関心が高まっている。本研究では、高エネルギー光に対する電気的遷移(El遷移)厳密なものを使い、原子核の波動関数として調和振動子型波動関数を使った。2)放射性核種137Csの熱中性子吸収断面積を高精度化するため、137Cs(n,$$gamma$$)138Cs反応で138mCsが生成される確率を測定し、138mCs生成の寄与を含む断面積を求めた。138gCsと138mCsの両方の崩壊から放射される1436KeV$$gamma$$線の時間変化から、138gCsと138mCsが熱中性子吸収反応で生成される割合を求めた。その結果、138mCsが生成される確率は0.75+-0.18となった。この場合、138mCs生成が熱中性子吸収断面積に与える寄与はこれまでの実験値を9+-2%上方修正させ、熱中性子吸収断面積として$$sigma$$0=0.27+-0.03bが得られた。

報告書

CPFにおける照射済高速炉燃料溶解試験データの評価

佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之

JNC-TN8400 2000-014, 78 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-014.pdf:2.13MB

CPFにおいてこれまでに実施された照射済高速炉燃料の各種溶解試験結果を対象に、U,Puの溶解挙動に影響を及ぼす各種因子について、fragmentationモデルに基づいた評価を行った。製造履歴に関わる因子(Pu含有率(Pu/(U+Pu))、照射履歴に関わる因子(燃焼度)、及び溶解条件に関わる因子(硝酸濃度、溶液温度及びHM(U+Pu)濃度)について、これらの影響を定量的に評価することにより燃料溶解速度の推定式を導入した。また、fragmentationモデル中に含まれるf値(硝酸の拡散及び燃料への浸透のしやすさを表すパラメータ)について、固液比、燃焼度及び燃料の粉化率との相関を検討、評価した。導出された推定式を用いることにより、表面積モデルに基づいた既存の推定式に比べ、これまでCPFにおいて実施された照射済高速炉燃料以外(未照射Uペレット、高Pu富化MOX燃料の溶解)を対象とした溶解においても本推定式の有効性が認められた。導出された推定式を用いた高濃度溶解試験時の溶解挙動評価からは、高濃度溶解時における燃料の溶解性低下が示された。燃料の溶解性は、酸濃度及び溶液温度を上昇させることによりある程度改善されるが、溶解槽等の機器材料への影響を考慮すると、f値を増加させる(剪断条件、攪拌条件等を最適化する)ことにより溶解性の向上を図ることが望ましいと考えられる。

報告書

プルトニウム利用技術に関する調査(5) 次世代型BWRの炉心特性調査

平野 靖*; 笹川 勝*; 佐伯 潤*; 八木 誠*

JNC-TJ9440 2000-007, 43 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-007.pdf:1.73MB

軽水炉プルサーマル利用技術をはじめ軽水炉技術の将来動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、大間原子力発電所を含めABWRならびに将来導入が期待される高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向を調査し、炉心特性(酸化物ウラン燃料装荷炉心、1/3MOX燃料装荷炉心、フルMOX燃料装荷炉心)、プラント特性、経済性、技術的課題、実用化見通し時期等を整理した。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度燃料条件(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼燃料条件(取出60,000MWd/t)で、公開コードであるSRACを用いて炉心特性データを解析評価した。これら、調査結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な成果は下記の通りである。(1)大間原子力発電所を含めABWRならびに高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向について公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、取出燃焼度45,000MWd/t、及び60,000MWd/tの条件で、取出燃料の燃料組成データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。

報告書

動力炉・核燃料開発事業団研究開発課題評価委員会平成10年度新規研究開発課題評価用資料

not registered

PNC-TN1000 98-004, 21 Pages, 1998/07

PNC-TN1000-98-004.pdf:0.86MB

東海再処理工場は、これまでの約20年間の操業運転及び関連する研究開発により、軽水炉燃料再処理が安定して行えることを国内において実証してきたところであるが、東海再処理工場を今後とも研究開発の場として活用してゆくことは、ホットフィールドの有効利用の観点で重要である。○高燃焼度燃料再処理に関するフィールド試験原子力発電所においては燃料の高燃焼度化、高富化度化(MOX、FBR燃料)の方向にあり、したがって、これらの燃料の再処理研究に重点を移してゆくことが今後の東海再処理工場の重要な使命となる。このため東海再処理工場本体を用いた本技術開発を、小型試験設備における補完データ採取と併せて実施してゆく。当面の課題としては、これらの燃料のひとつの方向である高燃焼度化に対する再処理工程への影響調査を行っていく。○運転保守技術改良に関するフィールド試験従来東海再処理工場の安定運転を主たる目的として実施してきた運転・保守技術の効率化については、将来の高燃焼度、高富化度燃料の再処理が行われる再処理工場においても重要なテーマである。このため、これらの運転・保守技術に関して、高燃焼度燃料再処理研究に移行する東海再処理工場において、さらなる改良項目の摘出あるいは解決を行っていく。

報告書

Injector Test (2) of PNC High Power Electron Linac

王 元林

PNC-TN9410 98-017, 21 Pages, 1998/02

PNC-TN9410-98-017.pdf:0.73MB

"動燃大電流電子リニアックの入射部試験(1)"の報告書ではビーム電流100mA、バルス幅20$$mu$$s、繰り返し1Hzおよびビーム電流50mA、パルス幅1ms、0.5Hz、でエネルギー3.0MeVのビーム加速について報告したが、このビーム試験は、チョッパーとプリバンチャーシステムを使わない条件で実施した。入射部試験(2)では、チョッパーとプリバンチャーシステムを使用した試験を実施し、ビーム電流100mA、パルス幅3ms、繰り返し0.1Hz、エネルギー3.0MeVで非常に整ったスペクトラムの電子ビーム加速に成功した結果について報告する。

報告書

Fast Reactor Calculational Route for Pu Burning Core Design

Hunter

PNC-TN9460 98-001, 156 Pages, 1998/01

PNC-TN9460-98-001.pdf:5.71MB

この報告書では、炉新技術開発室において用いられている高速炉心の感度解析や初期炉心設計の最適化に関する解析手順について解説する。この報告書の主目的は、将来、この計算手順を追うことになる日本語に不慣れなユーザーの助けとなるように、英語でこの計算手順について解説することにある。また、その他のすべてのユーザーの助けとなるよう、この報告書には、この計算手順の各部分についての詳細な情報も記述した。著者は、プルトニウム燃焼炉心の-これらの変更点についても、本報告書に記載した。この解析手順では、複数のコンピュータプログラムを利用する。SLAROMコードは、均質、非均質モデルを用いて、燃料組成から実行断面積を計算する。CITATIONコード、MOSESコードは炉心の燃焼方程式や中性子拡散方程式を解く。CITATIONコードは、2次元(RZモデル)体系の計算に対して用い、MOSESコードは3次元(HEX-Zモデル)体系の計算に用いる。PENCILコード、CITDENSコードは、CITATIONを特殊目的利用のために書き換えたものである。(PENCILコードは、計算データの準備等の機能を持つ。)MASSNコードは、燃料サイクル物質収支を計算する。PERKYは、1次摂動計算や厳密摂動計算と計算コード間のデータ交換の機能を持つ。解析手順について簡単な述べた後、この解析の流れをステップ毎に詳細に説明する。また、付録にはサンプルJCLとデータファイルを添付し、ユーザーが必要なコードについては、完全に解説を行った。なお、この報告書は、それぞれの計算コードについては、解説を行っていない。通常、無視できるオプションや、通常、固定値を用いるデータに関する記述は省いた。この報告書には、種々の計算で行ったモデル化や仮定についてもコメントや説明を記載した。また、この計算手順やコンピュータシステムを利用する上で必要となる実際的な情報についてあわせて記載した。

報告書

平成8年度安全研究成果(成果票)-原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)-

not registered

PNC-TN1410 97-043, 167 Pages, 1997/11

PNC-TN1410-97-043.pdf:7.22MB

平成9年10月9日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;22件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成8年度安全研究の成果票を作成した。本報告書は、国に提出した成果票を取りまとめたものである。

報告書

ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料の融点評価

石井 徹哉; 廣沢 孝志

PNC-TN9410 97-075, 20 Pages, 1997/08

PNC-TN9410-97-075.pdf:0.71MB

高速炉用ウランープルトニウム混合酸化物燃料の融点に関しては、従来、1960年代の知見に基づく評価が行なわれてきた。一方、80年代から最近にかけての融点実測値の拡充や測定精度の改善により、60年代の融点報告値の一部について下方修正を行なう必要があることや、燃焼に伴う融点変化に関して60年代の知見とは異なる傾向が認められるようになった。そこで、本研究では、現時点における最新の知見を考慮したMOX燃料の融点評価を行ない、得られた成果を高速炉の熱設計に反映することを目的とした。評価においては、予めUO2-PuO2-PuO1.61の擬3元系理想溶体モデルを仮定した上で、融点がPu濃度、O/M比、燃焼度に対する依存性を有するものとしてそれら依存性を独立に評価するとの方法を用いた。本研究で得られた融点評価式を、以下に示す。 割愛上式中の$$Delta$$TPuは融点のPu濃度依存性、$$Delta$$TO/MはO/M依存性、$$Delta$$TBuは燃焼度依存性をそれぞれ意味し、UO2融点(T0)からの変化量として整理している。なお熱設計上は、融点実測値に対して保守的な評価となることが必要とされるため、熱設計時には、上式に、上式より得られる評価値と実測値との最大差を定数項$$delta$$Tとして加えた以下の式の使用を推奨する。 割愛上式の適用範囲は、以下の通りである。 Pu濃度:0$$<$$PU$$leq$$60% O/M比: $$leq$$OM$$leq$$2.00 (O/Pu比換算で1.61以上2.0以下)

報告書

照射用54本燃料集合体の照射試験に関する安全審査用資料の検討

小貫 徳彦; 舘野 久夫; 周治 愛之; 植松 真一; 栗田 一郎; 菊池 圭一; 肥後 淳一

PNC-TN8410 97-272, 134 Pages, 1997/08

PNC-TN8410-97-272.pdf:5.33MB

高燃焼度MOX燃料の開発の一環として,照射用54本燃料集合体4体を「ふげん」炉にて照射した。熱中性子炉用MOX燃料の高燃焼度領域での挙動と集合体規模での健全性実証を計画し実施した。上記燃料集合体関連の,設置許可申請に係る安全審査プレヒアリング用資料を纏めたものである。上記安全審査資料と軽水炉設置変更許可申請書,等による纏めと,燃料設計手法や評価手法検討のまとめを含む。

報告書

陽子加速器・ハイブリッド高速炉の炉心特性の予備検討

小綿 泰樹; 大坪 章

PNC-TN9410 97-064, 42 Pages, 1997/06

PNC-TN9410-97-064.pdf:0.96MB

加速器と未臨界高速炉とを組み合わせたハイブリッド炉(加速器ハイブリッド高速炉)の特徴(出力制御性、硬中性子スペクトル等)を生かし、これまで主として超ウラン元素(TRU)を消滅させる性能に着目して検討を行ってきた。使用する加速器の形式として、単位出力当りの中性子発生数の観点から、加速ビームが電子又は陽子の場合を比較した。その結果、ターゲット(タングステン)原子核とのスポレーション反応を利用する陽子加速器が優れており、当然TRU消滅特性も有利であることが分かった。本来、高速炉は転換比が高いので加速器のような外部中性子源を組み合わせれば、制御棒や高富化プルトニウム燃料を使用しなくても出力密度を高くして長期運転が可能であると考えられる。すなわち、核分裂性プルトニウムを自給できる(燃料自給)特性をもっている。従って、本報告書では、陽子加速器の高い中性子発生能力に基づく原子炉制御への適用性を利用し、陽子加速器ハイブリッド高速炉の炉心特性を2D-BURNコードを用いて概略的に検討した。出力密度300w/ccでターゲット部を無視した円筒炉心を想定し、炉心の寸法と全炉心体積に占める燃料の体積比をパラメータとして行った燃焼計算から燃料自給の可能性を検討した。この結果、炉心高さと半径がそれぞれ100cmの炉心では、初期炉心にのみ中富化度(約10wt%)のウラン又はプルトニウム燃料を装荷すれば、以後の燃焼サイクルには天然ウランのみを供給するだけで長期運転が可能になる見通しが得られた。なお、より詳細な解析は次年度に行う予定である。

報告書

Pu Vector Sensitivity Study for a Pu Burning Fast Reactor Part II:Rod Worth Assessment and Design Optimization

Hunter

PNC-TN9410 97-057, 106 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-057.pdf:2.99MB

本研究の目的は、高速炉におけるPu同位体組成比(Puベクター)変化の炉心特性に与える影響を調べ、そしてそれに対応する方策を検討し、最終的には、同一炉心において色々なPuベクターの燃料を燃焼できる最適炉心を構築することにある。本研究では、PWRでのMOX燃料照射によって得られたPuベクターを持つPu燃料を燃焼するために最適化された600MWeクラス高速炉炉心をベースとした。このレファレンスPuベクターに加えて、2つの極端なPuベクター(高フィッサイルPu:解体核Pu、劣化Pu:多重リサイクルPu)の場合について解析評価した。Puベクターの変化に対して、燃料体積比の調整(幾つかの燃料ピンを希釈ピンで置き換えたり、燃料ピン径を変更する方策)により対応できることが分かった。希釈材として、ZrHを使用した場合、炉心性能が大幅に改善されることが分かった。ただ、劣化Puにたいしては、燃料体積比を大幅に増加させることに加えて、制御棒ワースのマージンを確保するために、制御棒本数の増加が必要となることが分かった。今回の検討により、燃料ピン径の増大や制御棒本数の増加により、ラッパー管サイズを変更せずに、1つの炉心で幅広いPuベクターを持つ燃料を燃焼できる炉心概念を構築することができた。これにより、高速炉のPu燃焼における柔軟性を示すことができた。

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