Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大川内 靖; 前田 茂貴; 長崎 英明*; 関根 隆
JNC TN9400 2003-029, 96 Pages, 2003/04
サイクル機構では、「常陽」照射用炉心(MK-II炉心)の運転を通じて蓄積した炉心・燃料管理に関する諸データをまとめ、炉心特性データベースとして1998年に公開し、このデータベースは高速炉の炉心設計や照射後試験解析等に使用されてきた。その後、多くのユーザーから、新しい核データライブラリーの適用、炉心核特性・パラメータの追加等、本データベースの更なる充実を求める要望やコメントが寄せられた。これらの要望に応えるため、データベースの改訂を2001年に行った。改訂点は、炉心管理コードシステム(MAGI)の核計算に使用する炉定数を、従来のJFS-3-J2セットからJENDL-3.2ライブラリーに基づくJFS-3-J3.2セットヘ更新した。しかし、データベース改訂後、JFS-3-J3.2の作成にあたって評価済み核データライブラリーを処理する段階において、いくつかの誤りがあったことが明らかとなり、訂正版であるJFS-3-J3.2Rが公開された。そこで、本データベースにおいても炉定数セットをJFS-3-J3.2Rに改訂した。改訂したデータベースは、初版(先に公開した改訂版)と同じ構成とし、各運転サイクルごとの炉心構成及び燃料交換履歴、これまでに照射された362体の炉心燃料集合体と69体の照射試験用集合体の集合体ライブラリデータ(製造時の燃料組成及び燃焼計算による原子数密度、燃焼度等)、照射データ(中性子束、線出力等の計算値)、並びに炉心特性データ(制御棒価値、出力係数等の測定値)をテキスト形式でCD-ROMに収録し、ユーザーが炉心特性解析に利用しやすいものとした。炉定数セットを改訂することにより、過剰反応度は約0.15%
k/kk'低下するが、その他の核特性については影響が小さいことを確認した。
大川内 靖; 前田 茂貴; 関根 隆; 長崎 英明*
JNC TN9400 2002-070, 49 Pages, 2003/01
JNC-TN9400-2002-070.pdf:1.78MB
「常陽」の高度化計画(MK-III計画)の一環として、MK-III炉心における炉心管理及び照射条件評価を高精度で行うため、MK-III炉心管理コードシステム"HESTIA"を開発した。 HESTIAでは、核計算の精度向上として、計算体系については、MK-II炉心管理コードシステム"MAGI"で使用してきたHex-Z体系からTri-Z体系に変更し、集合体あたりの径方向メッシュ数を1から24へ、燃料領域における軸方向メッシュ幅を5cmから2.5cmへ詳細化した。また、エネルギー群数については、中性子束は7群から18群に、
線は3群から7群に増加した。これにより、"MAGI"では十分に模擬できなかったステンレス鋼製反射体と隣接した炉心燃料集合体内での中性子束の空間分布及びスペクトル変化を詳細に計算でき、反射体に隣接した炉心燃料集合体内の出力分布の計算精度を改善できることを確認した。 また、熱流力計算については、上記の核計算で得られた集合体内の詳細な出力分布を考慮でき、集合体内の乱流熱伝達を取り扱え、さらに計算時間が短いポーラスボディモデルを採用することにより、集合体内の冷却材温度の計算精度を向上させた。この結果、サブチャンネルモデルと同等の計算結果が得られることを確認した。 MK-III炉心での実用に先立って、HESTIAを用いてMK-II炉心の記録計算を行い、運用実績のあるMAGIの計算結果と比較することにより、HESTIAの計算値の妥当性を確認した。この結果、両コードシステムによる評価結果は、過剰反応度はエネルギー群縮約効果及びメッシュ効果を考慮すると約0.01%k/kk'以内で、最大中性子束及び炉心平均燃焼度は約3%以内で、冷却材出入口温度差は約7度C以内で一致し、HESTIAによる計算結果の妥当性がかくにんされた。 今後は、MK-III炉心の炉心・燃料管理にHESTIAを用いるとともに、MK-III性能試験及び核特性測定用集合体を用いた出力・中性子束分布測定試験の解析により、本コードシステムの計算精度を評価する計画である。
前田 茂貴; 長崎 英明*; 関根 隆
JNC TN9400 2002-043, 43 Pages, 2002/07
JNC-TN9400-2002-043.pdf:1.71MB
「常陽」では、使用済燃料の崩壊熱評価精度を向上し、原子炉冷却系及び使用済燃料の取扱・貯蔵設備の熱設計に反映するため、実際の使用済 MOX燃料の崩壊熱測定データを蓄積し、崩壊熱解析法を検証している。今回、長期間に渡る冷却時の使用済燃料の崩壊熱を測定し、この結果と ORIGEN2の計算値を比較し、崩壊熱計算の誤差要因について検討した。平成12年度に引続き、使用済MK-II燃料(集合体平均燃焼度:約6.6万MWd/t)について、冷却期間319日から729日の崩壊熱を測定し、実測値351
16Wから1589Wを得た。 崩壊熱が250W以下となる冷却期間約500日以上の測定では、測定誤差を低減させるため、 崩壊熱測定装置の冷却材出入口温度差を大きくするよう、冷却水の流量を低下させて測定した。これにより、 長期冷却時においても誤差(1
)約6%で崩壊熱が測定可能となった。崩壊熱計算では ORIGEN2により照射位置での中性子スペクトルを反映した燃焼計算を行い、計算と測定との比(C/E)0.96
0.90の値を得た。 全冷却基幹を通じて、計算値は実測値を約68%を過小評価しており、 これは崩壊熱測定に伴う誤差(1=1.76.0%)よりも大きい。 崩壊熱の内訳の中で、アクチニド核種の崩壊熱については242Cm,238Pu,241Amが主要な発熱核種である。このうち、242Cm以外のアクチニド核種は殆ど減衰しないため、その崩壊熱は一定であり、上記の系統的な過小評価の原因とは考えにくい。もう一つの発熱源であるFP崩壊熱については、冷却期間100日までに殆ど核種が減衰し、それ以降では95Zr,96Nb,106Rh,144Prの4核種が主要な発熱源である。よって、系統的な差の主要因は、242Cm及び上記FP4核種の生成量の計算誤差あるいは崩壊熱の測定誤差が考えられ、これらの核種生成に係る断面積、核分裂収率及び発熱定数の不確かさを検討するとともに、測定誤差を再評価する必要がある。
有吉 昌彦; 石田 公一
JNC TN9400 2002-010, 25 Pages, 2002/03
JNC-TN9400-2002-010.pdf:0.67MB
本報告書は、高速実験炉「常陽」における供用中炉内検査技術に関するものである。現在、「常陽」の炉内構造物については、回転プラグ上部からの燃料頂部の観察を除いて直接目視等で健全性の確認が行える手段がないため、供用中炉内検査の手法を高度化し、炉内構造物の直接的な健全性確認を行うことを目的に本検討を実施した。供用中炉内検査の対象として、重要な炉内構造物である炉心支持板を選定した。そして、プラントへの影響の観点から、ナトリウム全ドレンを実施しないこと、炉上部からの遠隔操作が行えることを重視した。その結果、以下に示す技術が有望と考えた。・超音波によるナトリウム中目視、体積検査技術(ナトリウム全ドレンなしで供用中炉内検査に適用できる)。・レーサー超音波技術(レーザー長音波技術をナトリウム監視下で適用可能とする)。・局所ナトリウム排除技術(レーザー超音波技術をナトリウム環境下で適用可能とする)。これらの技術について調査・検討し、「常陽」炉心支持板の供用中炉内検査に適用する概念を検討した。また、これらを「常陽」供用中炉内検査に適用した場合の課題を摘出を行った。
石田 公一; 前田 茂貴; 佐井川 拓也*; 枡井 智彦*
JNC TN9400 2002-005, 68 Pages, 2002/03
JNC-TN9400-2002-005.pdf:2.14MB
高速実験炉「常陽」においては、原子炉構造材料等の健全性を確認・監視するためのサーベイランス試験を実施しており、原子炉容器材、炉心支持板材等の試験片をサーベイランスリグ内に装荷し、原子炉内で継続照射している。サーベイセンス試験結果の評価においては、材料強度特性に影響を及ぼす中性子照射量が重要なパラメータである。中性子照射量は 2次元輸送計算コードDORTによる遮蔽計算の結果を用いて評価を行っているが、その評価精度、サーベイランス試験条件を確認する目的で、 MK-II炉心第3435サイクルにおいて、ドシメータ、グラジェントモニタを充填したサーベイランス試験条件評価集合体(SVIR)を「常陽」の炉内に装荷し、照射した。照射後取出したSVIRドシメータ、グラジェントモニタの評価結果とそれに基づく原子炉構造材サーベイランス試験照射条件及び実機位置の中性子照射量の評価を行い、以下の知見が得られた。1)サーベイランス試験片各装荷位置の中性子照射量を明らかにした。もっとも照射量が大きい反射体位置(第9,10列)の中性子照射量は、現時点で2.7X10の22乗n/c㎡(E
0.1MeV) である。2)原子炉構造材サーベイランス試験片装荷装置が、実機位置より加速照射条件となる環境であることを確認した。3)原子炉容器及び「常陽」寿命時の中性子照射量を求めた。・原子炉容器の中性子照射量は、現時点:3.12X10の19乗n/c㎡(E0.1MeV) 、「常陽」寿命時:4.83X10の19乗n/c㎡(E0.1MeV)である。・炉心支持板の中性子照射量は現時点:9.38X10の20乗n/c㎡(E0.1MeV) 、「常陽」寿命時:2.31X10の21乗n/c㎡(E0.1MeV)である。
田渕 士郎; 吉田 昌宏; 青山 卓史
JNC TN9400 2001-033, 45 Pages, 2001/01
JNC-TN9400-2001-033.pdf:7.55MB
従来のJASPER(日米共同高速炉遮へい実験)等の遮へい実験解析においてはFPの蓄積を考慮する必要がなかった。しかし、ある程度燃焼が進んだ炉心の遮へい解析では、FPの蓄積を考慮する必要があるが、既存の遮へい用断面積セットにはFPの断面積が作成されていないため、FPの効果を考慮することができなかった。そこで今回、これを作成し、FPが遮へい計算に与える影響を評価した。ORIGEN2による高速炉用MOX燃料の燃焼計算では約880核種のFPを取扱っているが、このうち、評価済核データライブラリJENDL-3.2には165のFP核種に関するデータが収録されている。これ以外のFP核種による中性子吸収への寄与は十分に小さいので、これら165核種からランプ化FP断面積を作成することとした。まず、JENDL-3.2をNJOY-94で処理して無限希釈断面積を作成した。エネルギー群は従来の遮へい計算用の断面積セットJSD-J2と同じ100群構造とし、高次非等方散乱はP3近似とした。次に、燃焼度10、40、63、90GWd/tについてORIGEN2で計算した235U、238U、239Pu及び241Puからの各FP核種の生成量を重みとして、ランプ化FP断面積を作成した。作成したランプ化FP断面積には燃焼度依存性はみられず、断面積カーブは核計算用の炉定数JFS-3-J3.2のランプ化FP断面積とよく一致した。FPが遮へい計算に与える影響を評価するために、作成したランプ化FP断面積をJSD-J2に追加し、「常陽」を対象としてDORTにより2次元RZ及びXY-R
体系で輸送計算を行った。その結果、炉内燃料貯蔵ラックに置かれた使用済燃料でFP考慮の有無による中性子束及び共鳴反応系の反応率の差は約7%、それ以外の炉心領域及び炉心外の領域の中性子束、線束、反応率及び線発熱率の差は約2%であった。これより、従来のFPを考慮していない場合では、中性子束は最大約2%過大評価であるものの、計算結果は概ね妥当であることがわかった。
鈴木 惣十; 青山 卓史; 池上 哲雄; 白方 敬章
JNC TN9400 2001-032, 57 Pages, 2001/01
JNC-TN9400-2001-032.pdf:1.53MB
JUPITER実験が行われた米国アルゴンヌ国立研究所のZPPR実験装置での反応度測定法とその精度を評価した。ZPPRでは、炉心領域に均等に配置した64個の235乗U核分裂計数管による修正中性子源増倍法(MSM法)で各種反応度が測定された。このMSM法は、一点炉近似の動特性方程式に基づいて未臨界度を算出するが、64個の検出器を用いることにより中性子束分布の歪みによる空間依存性も考慮している。MSM法で必要となる検出器効率は、測定体系に依存して変化し、その不確定度が反応度測定値の不確定度に効くため、検出器の数を増やすことにより、統計精度を上げる手法がこれまで採用されてきた。本研究では、これら64個の検出器による反応度測定値を単純に統計処理するのではなく、検出器効率に対して最小二乗フィッティングすることにより、検出器効率の不確定度が最終的に得られる反応度にほとんど効かないようにする方法を新たに開発した。本手法の検証として、ZPPRの制御棒価値測定に適用した結果、中性子源強度の比、検出器効率の比は、燃料の移動を伴わない場合や、燃料の移動があってもその割合が小さい場合(例えば、単一制御棒価値)には、反応度と検出器効率比の1次式の最小二乗法フィッティングの結果でかなり精度良く補正できることが明らかとなった。
前田 茂貴; 野瀬 正一; 長崎 英明*; 青山 卓史
JNC TN9400 2001-031, 39 Pages, 2001/01
使用済燃料の崩壊熱を精度良く把握することは、原子炉冷却系、使用済燃料の取扱・貯蔵設備等の設計において重要であり、「常陽」では実際の使用済MOX燃料の崩壊熱データを蓄積し、それを基に解析法の精度向上を進めている。今回、使用済のMK-II燃料(集合体平均燃焼度約6.6万MWd/t)について、冷却期間40150日における崩壊熱を詳細に測定し、実測値14462466320Wを得た。崩壊熱計算では"ORIGEN2"計算に加え、炉心管理コードシステム"MAGI"を用いた中性子スペクトルを反映した燃焼計算を基に崩壊熱を算出し、C/E=0.940.90を得た。測定対象集合体は、全照射期間を通じて「常陽」の炉心第1列に装荷されており、計算条件が単純なため、解析上の誤差要因が少ない。今回みられた計算値と測定値の系統的な差はFP崩壊熱の計算誤差(12%)や測定誤差(1=1.73.0%)より大きく、その主要因はアクチニド崩壊熱の計算誤差によるものと考えられ、これらの核種生成に係る断面積や燃焼組成の不確かさ等の影響を検討する必要があることが明らかとなった。
関根 隆; 北村 了一; 青山 卓史
JNC TN9400 2000-071, 36 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-071.pdf:1.27MB
高速炉用MOX燃料の熱設計手法の合理化を目的として「常陽」で実施した燃料溶融限界線出力試験(B5D-2)における試験条件の解析精度を向上するため、連続エネルギーモンテカルロコード"MCNP"を用いて試験用燃料ピンの線出力密度を計算した。MCNPによる解析では、試験用燃料ピンが装填されたB5D-2集合体内部の非均質な構造を詳細に模擬して中性子束分布及びスペクトルを計算し、各試験用燃料ピン位置における核分裂率を求め、これに核分裂当たりの発熱エネルギーを乗ずることにより、線出力密度を算出した。ここで、線による発熱分については、「常陽」MK-II炉心管理コードシステム"MAGI"を用いて線発熱を計算し(遅発線を含む)、これをMCNPで求めた中性子発熱に加えることにより考慮した。MCNPの解析精度を検証するため、当該試験用燃料ピンの破壊試験で測定された148乗Nd生成量に基づく実測ベースでの線出力密度を求め、MCNPの計算値と比較した結果、計算値と実測値の比(C/E)は0.9550.020となり、両者は良く一致した。これにより、MCNPはMOX燃料ピンの線出力密度を精度良く計算できることを確認した。得られたC/Eを用いてMCNPの計算値を補正することにより、B5D-2集合体に装填された各試験用燃料ピンの線出力密度を評価した結果、それらが最大となる炉心中心高さでの線出力密度は620685W/cmとなった。
原野 英樹; 野瀬 正一; 伊藤 和寛
JNC TN9400 2000-076, 34 Pages, 2000/05
JNC-TN9400-2000-076.pdf:0.67MB
燃料破損を迅速に検知し(FFD:Fuel Failure Detection)、破損燃料集合体の正確な同定(FFDL:Failed Fuel Detection and Location)を行なうことは高速炉プラントの安全性や信頼性、更には稼働率の向上の観点から極めて重要である。このFFDLの高度化の為の方策として、カバーガスに含まれる極微量Kr、Xeの検出へのレーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS:Resonance Ionization Mass Spectrometry)の適用が提案され、東京大学原子力工学研究施設のRIMS装置を用いて行なった基礎検討により運転中の実時間モニタリングの可能性をも示唆する数々の優れた特性が報告されている。そうした状況を受け、現在、本方式をベースとしたレーザ法FFDLシステムを開発し、高速実験炉「常陽」への導入について検討を進めている。「常陽」に本システムを導入することで、安定同位体を含め高感度でカバーガス中のFPガスやタグガスの同位体分析が可能となり、これにより、例えば、照射試験として実施している被覆管材料の破断試験において、破断試料の特定をオンパワーで可能とでき、或いは、破損燃料集合体の同定において、FP核種の同位体組成比から破損燃料の燃焼度を推定するなどして事前の絞り込みが可能となるなど、照射技術の高度化や破損燃料同定までの大幅な時間短縮を望める。本報告書では、その出発点となる「常陽」用レーザ法FFDLシステムの基本設計結果について、東京大学原子力工学研究施設のRIMS装置を用いた基礎的検討結果と合わせて報告する。
小舞 正文
JNC TN9400 2000-062, 61 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-062.pdf:1.78MB
「常陽」では高速炉の固有安全性の実証を目的とした安全特性試験の実施に向けた研究を行っている。その一環としてフィードバック反応度の評価精度向上に関する検討を進めており、これまで高速炉炉心の過渡時のフィードバック反応度の一因となる炉心湾曲反応度を3次元体系で解析するシステムを整備した。本システムの解析精度向上のためには、湾曲量を実機で計測する必要があるが、現状では照射後試験(PIE)による静的な残留湾曲変位量しか計測できず、運転中における動的な湾曲量の計測手法の開発が望まれていた。そこで、炉心湾曲の量を原子炉運転中にオンラインで計測する手段として、超音波センサを用いた集合体頂部変位計測が考えられる。本報告書は、超音波による集合体頂部変位計測手法の開発について以下の項目をまとめたものである。・高温用超音波センサの特性試験・超音波センサの駆動部の検討・温度ゆらぎの影響等を確認するための炉外水中試験
小舞 正文; 大山 幸男*
JNC TN9400 2000-001, 42 Pages, 1999/12
JNC-TN9400-2000-001.pdf:1.51MB
核計装(線形出力系)は、応答性が早く、反応度変化をもたらすような炉内異常事象に対する早期検知法として有望視されている。一方、核出力を直接的に表す核計装信号は、定格運転時であっても一定の値を示さず常にゆらいでいる。そのため、核計装による炉内異常検知を行う上で、定格運転時(=正常時)の核計装ゆらぎ範囲を明確化することが重要である。これまでの炉雑音解析により、核計装ゆらぎの低周波成分は原子炉入口温度のゆらぎによるものであり、高周波成分は主に制御棒振動によるものであることが分かっているが、核計装の低周波成分と高周波成分の周波数スペクトルの分離が十分ではなく、核計装ゆらぎ範囲を精度よく把握する必要があった。そこで、核計装ゆらぎの範囲の明確化のために、まず低周波成分に着目し、原子炉入口温度と核出力との関係を原子炉支持板熱膨張時定数、温度計時定数等を用いて伝達関数によりモデル化を行い、定格運転時における核計装ゆらぎの実測値との比較を行った。その結果、核計装ゆらぎの低周波成分がよく一致し、原子炉入口温度変化と核出力変化の関係を明確化できた。このことにより、核計装ゆらぎから本手法を用いて低周波成分を除去することにより定常的に存在する高周波成分は分離でき、核計装のゆらぎ範囲を精度よく定量化可能であり、核計装を用いた反応度変化を伴う炉内異常事象に対する早期検知法の成立性の見通しが得られた。
6月住野 公造; 根本 昌明; 前田 幸基; 青山 卓史; 吉田 昌宏; 鈴木 惣十
PNC TN9430 98-006, 141 Pages, 1998/09
本レポートは、実験炉部技術課が実施している研究開発の成果のうち、平成10年4月6月に技術課メモとして発行されたものをまとめたものである。主な内容は以下のとおりである。・炉心核熱特性の測定と解析「常陽」MK-2炉心の反射体効果及びB5D試験時の中性子と線の発熱割合を評価した。また、MK-2標準炉心における原子炉容器内熱流動解析を実施した。・プラント特性の測定と解析・評価、プラント動特性解析コード"MIMIR-N2"によるステップ応答試験時の反応度解析を実施した。・炉心の機械的挙動及び耐震評価、中性子源集合体及び制御棒下部案内管の耐震計算を実施した。・中性子照射量の測定と解析・評価、炉上部材料照射装置に装荷したドシメータの反応率側定およびC型特殊燃料集合体(C3M)の損傷指標計算を実施した。・異常監視技術の開発100MW第32サイクルの炉雑音解析及び燃料集合体の照射変形による冷却材流量変化の簡易計算を実施した。・燃料破損診断技術の開発カバーガスパージ試験結果を基にカバーガス中の放射性希ガス及び不純物ガスの挙動を評価した。・冷却材・カバーガスの分析・評価線計測法でNAボンド型制御棒洗浄性試験での缶詰缶内水中のNA含有量を評価、中和適定法による結果と比較した。・その他の試験研究「常陽」燃料融点見直しおよび238Uを長期間放置した場合の238Uの放射能濃度と毒性の計算を実施した。
3月住野 公造; 根本 昌明; 前田 幸基; 青山 卓史; 吉田 昌宏; 鈴木 惣十
PNC TN9430 98-003, 139 Pages, 1998/06
本レポートは、実験炉技術課が実施している研究開発の成果のうち、平成10年1月3月に技術課メモとして発行されたものをまとめたものである。主な内容は以下のとおりである。・炉心核熱特性の測定と解析・評価高速実験炉「常陽」100MW第32サイクル炉心核熱特性に係る運転特性試験を実施した。また、発熱定数の変更に伴う炉心燃料の燃焼度の見直しおよび原子炉崩壊熱計算を実施した。・プラント特性の測定と解析・評価100MW第32サイクルのプラント特性に係る運転特性試験を実施した。また、光ファイバ温度計による1次および2次主冷却配管表面の温度分布測定を実施した。・炉心の機械的挙動および耐震評価発熱定数の変化に伴うMK-2炉心湾曲解析を実施した。また、遮蔽集合体及び反射体の耐震計算を実施した。・プラント構造健全性評価、サーベイランス材の実機評価位置と試験体位置のまとめを行った。・異常監視技術の開発100MW第32サイクル系統昇温時の炉雑音解析を実施しした。・燃料破損診断技術の開発、100MW第32サイクル中の温度制御型材料照射装置(MARICO)試料の破断に伴う放射化タグガスの分析とFFD特性試験装置の機能確認を実施した。・線源挙動評価100MW第32サイクルのトリチウム分析に使用そている液体シンチレーションカウンタの計測精度の確認を実施した。・その他の試験研究MK-1調整棒中のナトリウム生成量評価および放射性廃棄物のクリアランスレベル検討のための放射化量評価を実施した。
12月高松 操; 根本 昌明; 前田 幸基; 青山 卓史; 吉田 昌宏; 鈴木 惣十
PNC TN9430 98-001, 138 Pages, 1998/04
本レポートは、実験炉技術課が実施している研究開発の成果のうち、平成9年10月12月に技術課メモとして発行されたものをまとめたものである。主な内容は以下のとおりである。・炉心核熱特性の測定と解析・評価、高速実験炉「常陽」100MW第32サイクルの照射条件予測計算を実施した。また、ウラン濃縮度低減炉心の核特性計算と使用済燃料の崩壊熱測定を実施した。・プラント特性の測定と解析・評価100MW第31、32サイクルのプラント特性に係る運転特性試験を実施した。また、光ファイバによる2次系主配管での温度測定試験計画を検討した。・プラント構造健全性評価「常陽」ナトリウム漏洩燃焼解析を実施した。・中性子照射量の測定と解析と評価、ドシメータによる計測線付材料照射リグ(INTA-S)の中性子照射量評価を実施した。・異常監視技術の開発100MW第31サイクルの炉雑音解析実施し、シミュレーションプログラムの作成を行った。・燃料破損診断技術技術の開発100MW第31サイクル中の温度制御型材料照射装置(MARICO)材料の破断に伴う放射化タグガスの分析とFFD特性試験装置2号機の製作および機能確認を実施した。また、オンライン線モニタをLANに接続した。・線源挙動評価100MW第31サイクルのトリチウム濃度分布測定を実施した。・その他の試験研究MK-1調整棒中のトリチウム生成量評価及び避難対策検討のためのMK-3条件での事故時の被ばく線量評価を実施した。