MOX燃料の燃焼計算、核計算の体系的評価を行うため、臨界試験装置を用いた燃焼後燃料の炉物理試験を実施した。一連の臨界試験のうち、今回は高燃焼度MOX燃料装荷炉心の臨界体系について解析値と測定値の比較を報告する。

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従来のFINELOAD-3システムは2群改良ノード法シミュレータ SIMULATE-3と結合しており、その解析結果を参照解として炉心装荷パターン最適化を実現していた。今回、修正1群拡散差分法シミュレータを用いた結合システムにより、FINELOAD-3システムの有効性を確認した。

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FINELOAD-3と修正1群拡散差分法シミュレータを結合し、炉心装荷パターンの最適化を、数サイクルに渡って連続して実施した。その最適化結果は、オリジナルのFINELOAD-3システムと同等であり、今回結合させたシミュレータに対しても、同システムの有効性が確認できた。

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三次元１群解析的ノード法コードを作成した。本手法は高速化のために非線形反復法の一種である解析的粗メッシュ差分(Analytic Coarse-Mesh Finite-Difference,ACMFD)法を用いている。

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　以前の研究でBWRにおける燃料棒単位詳細メッシュ炉心計算手法の技術的問題点について検討した。以前の研究では有限差分法を用いて計算していたが、有限差分法で十分な計算精度を得るためには燃料棒内をさらに詳細に分割する必要があることが分かった。燃料棒内をさらに詳細に分割することは計算機容量の観点から現実的ではなく、燃料棒内を分割する必要のない、より高精度な計算手法を用いる必要がある。 　そこで本研究では詳細メッシュBWR炉心計算手法にノード法を適用することを検討した。ノード法は有限差分法に比べてメッシュ誤差が小さいため、有限差分法に比べ少ないメッシュ数で同等の計算精度が得られると考えられる。現在、PWRにおいてはノード法を適用することで高い計算精度が示されているが、PWRに比べてBWRはメッシュ効果が大きいため、BWRに適用した場合にどの程度の計算精度が得られるかは不明である。そこで本研究ではBWRにおいてノード法を適用することでどの程度の計算精度が得られるかを検討した。 　また、通常のノード法に加えてscattered source subtraction法(SSS法)についてもBWR炉心計算手法への適用を検討した。SSS法はSP3方程式の両辺から散乱源の項を引いたもので、PWRにおいては通常のノード法に比べメッシュ誤差をより低減出来ることが示されている。そのため、BWRにおいてもSSS法を適用することで通常のノード法よりも高い計算精度が得られると推測される。 　有限差分法、通常のノード法、SSS法のそれぞれの計算精度を比較するため、単一集合体体系及び二種類の異なる燃焼集合体が混合した2×2集合体体系において燃料棒内のメッシュ分割数の異なる複数のケースについて計算を行い、計算精度を比較した。

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衝突確率を多項式近似で計算することにより、容易に多次元に適用可能な輸送計算手法を開発した。本手法では、Sn法で問題となるレイ効果などの発生が無く、ストリーミング効果の取扱が容易である。本手法を多次元炉心計算に適用し、現実的な計算時間で計算可能なことを示した。

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キャラクタリスティクス法に基づく高速炉炉心計算コードＢＡＣＨにＳＰＨ法を適用して２次元輸送計算を行って各集合体毎の反応率が保存されるような均質化断面積の作成を行い、さらに増殖比に対する効果について検討した。

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未臨界体系において、制御棒挿入や燃料の増減などによる中性子束分布の変化を仮想的な中性子源の挿入として表現できるとする。
計算結果と組み合わせることにより、この仮想中性子源の強度は、中性子束分布変化の前後の検出器の計数率の比から推定することができ、これにより中性子束分布変化前後の炉出力の比がわかり、体系の未臨界度を求めることができる。
この新しい未臨界度測定法を確認するための実験結果を報告する。

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加速器駆動未臨界炉の模擬炉心実験として、ウラン炉心FCAXXI-1の中央テスト領域に加速器ターゲット模擬物質として鉛を装荷した未臨界炉心において、Cf-252外部中性子源の位置を変えて核分裂反応率分布を測定した。

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使用済み燃料の再処理過程において排出される長寿命核種を効率よく短寿命または安定な核種へと核変換することを主な目的とした加速器駆動システム（ADS）の研究が進んでいる。しかし核破砕反応により発生する中性子を炉心へと打ち込むといった、ADSに関する実験はほとんど行なわれたことはない。また核破砕反応で発生する程度のエネルギーを持つ中性子の、炉心内での振る舞いを詳細に明らかにするための実験は現在確立されていない。そこで高エネルギー領域の炉内中性子の時間減衰のエネルギー依存性を実験的に明らかにしたいと考え、そのための測定手法の開発を検出器として液体有機シンチレータNE-213を用い行ってきた。

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150MeV陽子照射場において、タングステンをターゲットとするときの発生中性子のスペクトル情報を、アンフォールディング法を用いて実験的に検討した

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水対燃料体積比(Vm/Vf)を0.56～3と幅広く変化させた6つのウラン炉心を原子力機構の軽水臨界実験装置TCAに構築し、その炉心中央でNp-237酸化物のサンプルの反応度価値を測定し、JENDL-3.3核データと連続エネルギーモンテカルロコードMVPで実験解析を行った。

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比較的ゆっくりと反応度が添加されて臨界に達するケースにおいて、最大出力がどのような値となるのか、近似的に簡単な式で表現することを試みた結果、最大出力Pmax(W)を反応度添加率γ（$/s）や反応度温度係数α（$/°reeC）などの関数として近似的に表すことができた。さらにこの近似式をＴＲＡＣＹのランプ給液実験の結果と比較したところ、実験結果に近い値を再現していることを示すことができた。

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　ＢＷＲ燃料について、サイクル毎の平均出力の変化と定期点検による照射の停止を考慮して、ORIGEN2.2で燃焼計算行い、比出力一定の連続照射のものとについて、中性子源（Cm242（半減期162日）とCm244（半減期18年））の生成量について、比較検討した。その結果、トラブル等で標準的な運転・停止パターンからはずれた場合、Cm242とCm244の生成量の比率が大きく変化することが分かった。

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実機核特性予測精度を向上させる拡張バイアス因子法を考案した。本手法は、複数個の累乗化した実験値の積により半仮想的に構成した実験値を用いる。これに対応する半仮想的な実験解析値との比をバイアス因子として、これを設計計算値に乗じた設計予測値のもつ誤差を最小化する方法である。

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燃料板の重量及び組成比のばらつきがFCA臨界実験解析に及ぼす影響として、重量及び組成比のばらつきによる炉心の各元素の原子数総数の不確かさに起因する誤差及び炉心の各元素の原子数総数を一定として様々な重量の燃料板のランダムな装荷を同じ重量の燃料板の均一な装荷とすることに対する誤差を評価した。

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FCA実験を活用して、水冷却増殖炉核特性に対して拡張バイアス因子法を適用し、拡張バイアス因子法の有効性を示した。

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CANDLE(Constat Axial shape of Neutron flux, nuclide densities and power shape During Life of Energy producing) 燃焼方式とは、核分裂反応の活性な領域(燃焼領域)が中性子束分布、核種数密度分布、出力密度分布の形状を帰ることなく炉心の上部から下部、または下部から上部へと自立的に移動していく燃焼方式である。CANDLE定常状態(中性子束、出力密度、核種数密度等の分布はその形を帰ることなく燃焼領域と共に移動している状態の事)では、炉心特性は変化することがない。そのため、反応度制御は必要なく、また炉心高さにより炉心寿命を設計することが出来る。さらに、高速炉にこの燃焼方式を適用すると、新燃料として天然，劣化ウランを用いることが出来、さらにその40％をエネルギーに変換することが出来る。小型炉に適用した場合、超寿命化が容易で高い安全性を持つ原子炉を開発することが可能である。また実現した場合、数百，数千年分のエネルギーを保障できる。 　以上からわかるように、CANDLE燃焼方式は非常に画期的であると言える。しかし、問題点の一つとして高燃焼ゆえの材料に対する高照射量が挙げられ、これにより使用材料の健全性について考えなくてはいけない。 この問題を解決する方法の一つとして簡易再処理工程を導入した。簡易再処理工程とは、途中部分の燃料を取り出しその部分の被覆管を交換した後、再び炉心に戻す工程を意味している。このように新しく被覆管を変えることにより、照射量の減少と安全性の上昇につながる。現在、この工程を含めた炉心解析を行っている。本発表では、解析により適切な交換位置,タイミング等を調べ、その結果を発表する。

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熱群で全核種中最大の核分裂断面積を有するAm-242mを用いて、熱出力1MWth、寿命10年を有する宇宙用原子炉の炉心軽量設計を行った。設計計算では汎用核計算コードSRACを用いた。ピン型燃料で構成された円柱型炉心体系において、燃料の濃縮度とセルピッチをパラメータとし、炉心重量が最小となる仕様を探索した。核分裂性核種の反応断面積や、中性子スペクトルに対する減速材・冷却材の影響に着目することにより、同条件で燃料や減速材、冷却材の種類を変更した体系についても同様に設計した。その結果、Am-242mを用いると従来のU-235の場合などと比較して飛躍的に炉心を軽量設計できるほか、熱～中速群における核分裂率の高さから、高速炉よりも熱～中速炉の方が炉心軽量設計に有利な炉型であるなどの知見が得られた。

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超小型原子炉を電源とし、イオンエンジンを推進機とする原子力ロケットを提案する。 ミッションは、木星までの資源探査である。 本講演では、今まで検討して来た原子炉核設計等について報告する。

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高速パルス炉心と熱中性子レーザーモジュールが結合した核励起レーザー発振用原子炉の動特性解析手法として修正積分型動特性モデルが有効である。本研究では本モデルに基づく空間依存動特性方程式の解法の検討を行った。

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鉛ビスマスから蒸発したポロニウムを捕集するフィルターの開発を目的として、SUS316製のメッシュを用いたフィルター実験を行った。中性子照射した鉛ビスマスを中真空下で加熱してポロニウムを蒸発させ、メッシュを透過させて捕集効果を評価した。その結果、メッシュフィルターの有効性が確認出来た。

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軽水冷却スーパー高速炉は、貫流型、超臨界圧水冷却による簡素化、コンパクト化および高い熱効率という利点がある。本研究開発の目的は、将来の発電に資する革新的原子力システムとして経済性と安全性の向上・環境負荷低減を目標とした軽水冷却スーパー高速炉の概念を開発し、その主要技術に係る研究開発を通して原子力技術基盤の発展に貢献することにある。本報では全体計画とサブテーマとして進めているプラント概念の構築、炉心伝熱流動等に関する研究開発および高耐久性燃料被覆管材料等の開発ついて、その概要を述べる。

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貫流型システムとして合理的な軽水冷却スーパー高速炉の概念を創出するために、リファレンスとなる基本炉心の燃料棒の基本緒元を決定した。これを基に、3次元核熱設計手法およびサブチャンネル解析コードを用いて、熱出力1650MWの炉心の実行高さ、等価直径、燃料集合体本数、平均出力密度等、基本炉心の諸元を決定するとともに、燃料集合体配置および交換パターン、プルトニウム富化度分布、流量配分を決定した。この炉心が負のボイド反応度を有することを確認した

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軽水冷却スーパー高速炉の稠密燃料格子体系では、サブチャンネル内における流動条件の非均一性が大きいため、燃料被覆管表面に周方向の温度分布が生じる。これを評価するために、まず市販の汎用流体解析コードを用いて、軸対称円管体系でメッシュ数や各種乱流モデルの感度解析を行い、適切な解析モデルを選定した。この結果を基に、１/６サブチャンネル体系を解析し、燃料棒外径とピッチ/外径(P/D)が被覆管表面温度に与える影響を明らかにした。

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プラント動特性解析コードを用いて原子炉の外乱に対する応答を解析し、軽水冷却スーパー高速炉の基本動特性を明らかにした。これを基に、原子炉出力を制御棒で、主蒸気温度を給水ポンプで、主蒸気圧力を主蒸気加減弁でそれぞれ制御するシステムを提案し、各種制御パラメータをチューニングした。プラント安定性解析によってこの制御系が望ましい特性を持つことを明らかにした。

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軽水冷却スーパー高速炉は冷却水の炉心出入口の温度差が大きく、システム概念の開発において高温構造設計面での検討が重要である。本報では、構造健全性の課題について検討結果を述べる。合わせて、定常時および代表的な熱過渡条件下で原子炉の代表的な部位（原子炉出口ノズルおよび上部支持板）の応力推定とその応力発生メカニズムを検討し構造健全性を確保するための具体的構造を提案した。

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軽水冷却スーパー高速炉の核変換性能解析に資するため、同炉の中性子スペクトルを考慮して、SRAC、SWAT、ORIGEN2コードによる燃焼計算に必要な断面積等の炉定数を作成した。

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軽水冷却スーパー高速炉の炉心熱流動に関する技術開発の一環として，模擬流体を用いた超臨界圧における熱伝達の実験行った．その結果について，報告する．

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東京大学で設計検討が進められている超臨界圧水冷却高速炉では被覆管表面最高温度の高精度予測は燃料棒健全性と主蒸気温度評価にとって重要である。現在ある超臨界圧水の熱伝達相関式は平滑円管内流を対象にしたものであるため、炉心内で見られる管外流に対して検証する必要がある。本件は、燃料棒を模擬した単一ヒータ周りの伝熱実験を行うために原子力機構に整備した超臨界圧水ループの概要と伝熱実験結果に関して報告する。

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過渡時を含む軽水冷却スーパー高速炉の熱設計に適用するため，原子力機構で開発した3次元2流体モデルによる解析コードACE-3Dを，超臨界圧領域にまで拡張した結果について報告する。

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原子力機構で開発した3次元2流体モデル解析コードACE-3Dを用いて、既往の超臨界圧水による円管内熱伝達特性試験の実験解析を実施し、解析コードの超臨界圧水に対する妥当性を確認した。

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プラント熱効率向上とシステム簡素化により経済的に優位な超臨界圧水冷却炉（SCWR）の実用化に向けて、燃料被覆管をはじめ、SCWRの炉内で使用できる材料の開発を行っている。今回、被覆管表面温度低減を目標に代表的な燃料集合体概念を設定し核設計とサブチャンネル解析とを連携させた評価に基づき、被覆管温度を低くできる燃料集合体概念案を得たので報告する。本報では評価法の流れと核設計結果について報告する。

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プラント熱効率向上とシステム簡素化により経済的に優位な超臨界圧水冷却炉（SCWR）の実用化に向けて、燃料被覆管をはじめ、SCWRの炉内で使用できる材料の開発を行っている。今回、被覆管表面温度低減を目標に代表的な燃料集合体概念を設定し核解析とサブチャンネル解析とを連携させた評価に基づき、被覆管温度を低くできる燃料集合体概念案を得た。本研究では、サブチャンネル解析を用いた熱性能評価結果について報告する。

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プラント熱効率向上とシステム簡素化により経済的に優位な超臨界圧水冷却炉（SCWR）の実用化に向けて、燃料被覆管をはじめ、SCWRの炉内で使用できる材料の開発を行っている。高出力密度炉心の燃料について、設計の方法を整理し、開発中の材料の特性を考慮しつつ挙動解析を行い、成立性ならびに今後の課題を議論する。

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超臨界圧水冷却炉（SCWR)の材料開発に関する連続発表の４番目である。 SCWR候補材により燃料被覆管を作成し、金属組織、内圧クリープ、高温引っ張り試験、熱時効試験を実施したので、その結果を報告する。

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SCWR燃料被覆管候補材のオーステナイト系ステンレス鋼とNi基合金の 600℃までの超臨界圧水環境下での重量変化と酸化皮膜形成に及ぼす 温度依存性と、全面腐食の観点からの適用性を検討した結果を報告する。

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高および低溶存酸素濃度の超臨界水中において低歪速度試験（SSRT）を行い、オーステナイト合金の応力腐食割れ(SCC)感受性に対する溶存酸素の影響について評価した。また、600℃にて中性子照射したオーステナイトステンレス鋼のSSRTを行い、高温照射の影響について調べた。

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高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究において主概念として選定されたナトリウム冷却大型酸化物燃料炉心をベースとして、燃焼度及び再処理待ち時間の異なる軽水炉使用済燃料から回収した様々な組成のTRUを適用可能な炉心の検討を行った。前報（2007年春の年会 D30）における炉心仕様選定に引き続き、核熱設計及び燃料健全性評価（CDF）によって炉心設計成立性の見通しを確認した。

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FBR炉心のTRU組成を核燃料サイクルと整合させながら二領域化することにより、ナトリウムボイド反応度・ドップラ係数の改善と出力変動の平坦化を同時に行う方法を見出した。さらに回字型の二領域炉心構成とすることによって、更なる核特性改善効果を得られることが明らかとなった。

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ナトリウム冷却大型金属燃料高出口温度型炉心の安全性に係る反応度特性の改善について検討を行い、炉心・燃料仕様を設定し核・熱特性を評価した。

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大型金属燃料高出口温度型炉心について、中性子スペクトルを 軟化させて反応度特性を改善することを目的として、SiCを減速材 として炉内に装荷した炉心の核熱設計を実施した。

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MA（マイナーアクチニド）燃料を装荷した臨界実験を行うことで、MAを装荷した高速炉やADSの核設計精度に対し、どの程度の向上が見込めるかを解析した。解析には炉定数調整法を使用し、感度解析にはSAGEP、PSAGEPコードを使用した。

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軽水炉からFBRへの移行期に想定される²⁴¹Pu割合が多い燃料組成を用いると、燃焼反応度が増大し運転期間が制約される可能性がある。軽水炉の使用済燃料中のマイナーアクチニド(MA)を、最大で「常陽」照射実績がある5%まで添加して運転期間を確保する移行炉心の概念を検討し、燃焼特性や反応度係数を評価した。

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Effects of various fuel types and cladding-structure materials on neutronics of reactor core for a high temperature small lead alloy cooled fast reactor have been investigated analytically. The fuel types were nitride fuel, oxide fuel and metal fuel. The cladding-structure materials were steel and ceramic. Different enrichment in inner core and outer core was done for relatively flat neutron flux distributions and power density distribution. The core design was optimized using natural uranium blanket and fuel for long life-core with reshuffling interval of 10 years. The neutronic characteristics considered are the neutron energy spectrum, the criticality, the neutron flux distribution, the power density distribution, the void coefficient and the fuel burn up.

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高速増殖炉のULOF事象起因過程解析において、現象イベントツリーにおける解析上の不確かさ及び現象の不確かさについて検討し、パラメータ選定における評価方針をまとめた。

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　家庭用の空調システムなどに用いられる、プレート・フィン型の熱交換器は、コンパクトであることが知られている。また、同熱交換器は、熱交換性能が高い一方、両層の流体をシンプルな構造で確実に仕切ることができるため、片側破損時のリーク検出が有利となる可能性がある。電中研では、HIPを用いた高速炉用のプレート型ＳＧの開発を進めている。き裂進展解析によりリーク層の最適化を図った結果を報告する。

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RBWR-T3炉心概念をABWR型炉にバックフィットした、出力向上、長寿命燃料、長期運転サイクルの各炉心に装荷する燃料集合体内のガドリニア分布を設計し、制御棒計画を立案した。各炉心の炉心特性を報告する。

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軽水炉で多くの超ウラン(TRU)を作り、TRUをシード燃料として全ての劣化ウランを核分裂させエネルギー長期安定供給を実現し、TRUが役割を終えるとき最小臨界量以外の全てを速やかに核分裂させ環境負荷を排するRBWRの概要を報告する。

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革新的水冷却炉（FLWR）に関する研究の概要を報告する。FLWRは、軽水炉からの移行を容易にするため、２つのステップに分かれた炉心概念によって構築されている。第１ステップは軽水炉からの技術的ギャップの小さい高転換型炉心であり、第２ステップはそれと同じサイズの燃料集合体を使用する増殖型の低減速軽水炉（RMWR）炉心で、将来の燃料サイクル環境等の状況に柔軟に対応しながら、燃料集合体の交換によって第１ステップから移行する。 現在、持続的な核燃料サイクルへの移行期に適した第２ステップ炉心として、Puの転換比およびインベントリ性能を大幅に向上させた炉心概念の設計を進めているとともに、高転換型炉心概念等の検討も併せて進めている。 また、これまで実験も含めて進めてきた関連する要素技術開発についても多くの成果が得られ、特に、稠密格子炉心の除熱に関してはその見通しが得られた状況である。

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