ノーダルSN法に基づく輸送計算コードTECHXYを開発した。TECHXYコードはセル均質燃料棒単位全炉心計算が可能である。このTECHXYと集合体計算コードGALAXYをOn Flight法を用いて結合させ、全炉心非均質計算を実施した。

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3次元pin-by-pin全炉心輸送計算コードSCOPE2に、動特性計算機能を新たに実装した。1次元体系の検証計算により、実装した動特性計算機能の妥当性を確認した。

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次世代炉心管理システムAEGIS/SCOPE2を用いて実機燃焼解析を行うにあたり、AEGISの計算機能の拡張と妥当性確認を実施した。AEGIS コードを用いて作成した定数ライブラリを用いて、SCOPE2 により実機炉心解析を実施した。

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　燃料集合体境界面間の3次元応答行列をモンテカルロ燃料集合体解析コードで直接評価する直接応答行列法による炉心核特性解析手法を開発している。本手法により、濃縮度の異なる燃料集合体が隣接する径方向の非均質性の大きい体系、制御棒が部分的に挿入された体系等の軸方向の非均質性の大きい体系を解析し、本手法の有効性を確認した。

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燃料集合体境界面間の3次元応答行列をモンテカルロ燃料集合体解析コードで直接評価する直接応答行列法による炉心核特性解析手法を開発している。炉心解析においては、炉心内各ノードの状態（ボイド率、燃焼度、燃料温度など）に対応した応答行列を用いる必要がある。それらのパラメータに関する少数の計算点から、任意の状態での応答行列を構築する方法を開発した。

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SP3法を用いた三次元燃料棒単位詳細メッシュBWR炉心計算コードのプロトタイプを開発した。 開発した計算コードには以下の特徴がある。 1. 三次元燃料棒単位詳細メッシュ炉心計算 2. SP3法を利用 3. 応答行列法を利用 4. メッシュ不整合体系が取り扱い可能 5. 中性子源を一定と仮定した解析的多項式ノード法を適用 6. メッシュ誤差を低減するためにSSS法を適用 7. 加速法としてGCMR法を適用

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沸騰水型原子炉の新型炉心監視装置として"GNF-ARGOS"を開発した。 本発表では、GNF-ARGOSの解析モデルについて述べる。

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沸騰水型原子炉の新型炉心監視装置として"GNF-ARGOS"を開発した。本発表では、GNF-ARGOSの検証として実施した解析結果を示す。

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BWR燃料設計コード HIDEC-ALLISコードを用いて、BWR燃料/炉心設計に対する適用性を検証した。

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従来の高速炉核特性解析システムに含まれる解析コード群を現在開発中のオブジェクト指向技術に基づく高速炉次世代炉物理解析システム（MARBLE）に組み込み、実機燃焼解析のためのソルバーとして利用するための基盤を開発した。

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オブジェクト指向設計に基づき、高速炉実機燃焼解析システムで使用する種々のソルバーを統一的かつ簡便に取り扱うための基盤を開発した。

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次世代炉物理解析システム（MARBLE）上に、炉定数調整及び設計精度評価ソルバーをオブジェクト指向により設計・実装を行った。これらの解析には膨大な数の積分実験データを入力する必要があるため、入力データの取り扱いの簡便化と検索等の機能を組み込み、高度化を図った。

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多様な原子炉の核特性解析に適用するため、拡張性と保守性に優れたモジュラー構成の炉心解析コードシステムMOSRAを開発した。MOSRAのモジュールを使用して、多次元核熱結合炉心燃焼計算、多次元中性子輸送・拡散計算、3次元感度解析などの広範囲な解析が可能となった。

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プルサーマル利用により確立される軽水炉燃料サイクル技術に立脚した早期導入用FLWR増殖型燃料集合体として、MOX燃料棒とUO2燃料棒を集合体内で非均質（アイランド型）に配置した新たな設計概念（FLWR/MIX）の成立性について検討し、使用するMOX燃料ペレットの最大Pu富化度をプルサーマル用燃料加工施設での取扱可能範囲内としながら、核分裂性Pu残存比1.0以上を実現できる見通しを得た。

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　MAリサイクルの早期導入可能オプションとなり得るFLWRの高転換型炉心の設計のため、NpまたはAmを添加した炉心におけるMA燃焼特性の検討を核熱結合一次元解析によって行った。本検討ではMOX燃料中へのMAの均質装荷を行い、NpまたはAmについて各々2wt%程度の装荷が可能な取り出し燃焼度50GWd/t程度の炉心設計の見通しを確認した。添加したNpまたはAmの低下率（取り出し時重量/初装荷重量）については、各々0.7または0.8程度との結果が得られた。

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冷却材/減速材に軽水又は重水を用いたトリウム酸化物燃料増殖炉の成立可能性について検討した。軽水を用いる場合、稠密格子とする必要があり、また出力密度が小さいため燃料インベントリが大きくなる。重水を用いる場合、現行PWRと同等の炉心サイズ、約二倍の燃料インベントリで、PWRと同等の燃焼度を達成でき、ブランケットなしで増殖できる可能性がある。

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モンゴルの首都ウランバートルは厳しい冬が長く続く地域であり，石炭暖房による冬季の大気汚染が非常に深刻な問題となっている．この石炭による暖房を，小型原子炉による温水供給で置換できれば，この事態の改善に大きく役立つと考えられる．そこで，本研究では，モンゴルでの熱供給炉を具体的な事例として取り上げ，小型原子炉の熱供給炉としての利用可能性の検討を行うことを目的とした．上記で言及した問題から，モンゴルにおける熱供給炉は早期の実現が望まれるため，既存の技術で建設可能な軽水炉を基本として，熱出力 10 MW 程度の原子炉仕様の検討を行い，主に暖房を目的とした地域熱供給炉に適した原子炉の概念設計を提案した．

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これまで培われてきた軽水炉技術に基づき，原子炉システム・設備・安全系を可能な限り簡素化して経済性を高めた中小型炉(DMS-400)の開発を進めている。DMS-400の主な特徴は、自然循環流システム、及びチムニ部の流速が小さいことを活用した重力による気水分離(FSS)システムの採用である。本発表では、DMS-400の過渡特性を安全解析コードTRACGで評価した結果を報告する。

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　CANDLE燃焼方式とは、核分裂反応の活性な領域(燃焼領域)が自立的に移動していく燃焼方式であり、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。 　CANDLE高速炉の実現化に向けた研究の一環として、現在燃料の設計を行っている。今までの研究では、CANDLE燃焼を実現するためには燃料体積割合を大きく取る必要があり、燃料形状としてチューブインシェルタイプを使用していた。ところで、CANDLE高速炉は高燃焼を実現できるが、それにより被覆管の健全性問題、FPガスによる内圧の問題が出てくる。チューブインシェルタイプの現在の設計ではそれらの問題を解決するのは比較的難しい。燃料タイプをピンタイプにすることにより、被覆管交換も容易になり、さらにFPガスによる内圧の問題も解決することが出来る。 本研究ではピンタイプ燃料を用いた新しい設計を行い、上記問題の解決の一つとして研究を行ってきた被覆管交換を含めた炉心燃焼解析を行い、CANDLE高速炉の実現性について検討する。

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21世紀の環境・エネルギー・経済の課題解決に原子力エネルギー利用拡大が期待されている．CANDLE燃焼方式は今世紀中にLWR-FBRシナリオでの発電量の1.5～2倍程度多く供給できる可能性がある．今後工学的研究が望まれる．

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超臨界CO₂ガスタービン発電システムは、臨界点近傍における圧縮動力低減効果により、高速炉の温度条件において従来の蒸気タービン発電システム以上のサイクル熱効率が達成される。また、同ガスタービンは蒸気タービンと比較して系統の大幅な簡素化とコンパクト化により経済性が改善される。そこで本研究では、Na冷却－超臨界CO₂ガスタービン発電高速炉においてサイクル効率とシステムの簡素化を考慮した、サイクル構成の最適化を行った。

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加速器駆動核変換システム（ADS）用加速器の許容ビーム停止頻度を評価するため、ビームトリップ時の被覆管の熱応力解析を実施した。その結果、許容ひずみ範囲と繰り返し数の関係から求めた許容ビーム停止頻度は年間50,000回程度となった。

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加速器駆動未臨界炉（ADS）における動特性解析を行うために、外部中性子源の変化を取り扱うことが可能である動特性解析コードDSEの開発を行い、動特性解析で計算される核特性および熱水力計算に対して実験および他の計算コードとの比較を行った。

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酸化鉄を参照極とする固体電解質酸素計を開発し、流動鉛ビスマス中で出力試験を行った。鉛ビスマスのスラグが付着しないように工夫した構造で、450℃以下の温度での測定を意図したシステムである。3000時間の試験結果を述べる。

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高速増殖原型炉もんじゅで行われた、設備の改造工事、及び、改造工事確認試験の結果について、その概要を発表する。

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　高速増殖原型炉もんじゅのナトリウム漏えい対策工事のひとつとして、２次系からのナトリウム漏えい時に早期に停止し、事故の拡大防止、早期終息を図ることを目的とし、２次主冷却系設備に関して、ドレン配管の増設、既設ドレン配管の大口径化、ドレン弁の電動化・多重化等の改造を行った。 　本件は、これら改造に対する機能・性能を確認するための試験結果について報告するものである。

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・１次、２次メンテナンス冷却系単独Ｎａ充填試験結果 ・２次メンテナンス冷却系緊急ドレン模擬試験結果 他

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消火の三原則は「エネルギー除去（冷却）」、「酸素除去（窒息）」、「可燃物除去」であり、火災を鎮火する上で燃焼継続に必要な酸素の供給を断つことは有効な手段となる。ナトリウム（以下Na）火災においても窒素封入による消火の有効性が確認されている。高速増殖原型炉「もんじゅ」においても、Na漏えい対策として、Na漏えい事故時の火災に対し、燃焼の抑制、事故の早期終息を図る観点から、窒素ガス注入設備を設置した。また、設備の機能・性能の確認を実施し、機能を満足することを確認した。

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炉外燃料貯蔵設備(EVST)における漏えい対策として弁の電動化、遠隔操作による緊急ドレンを行えるようにした

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冷却材として用いるナトリウムが漏えいした時に、現場の状況の情報を中央制御室の運転員に迅速に提供し、判断を支援するため、ナトリウム漏えい関連情報を集約して表示する総合漏えい監視システムを設置した。総合漏えい監視システム確認試験では、この監視システムの機能を確認した。

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原子力機構の高温工学試験研究炉では、高温ガス炉の安全性実証試験として１次冷却材流量を喪失させる試験を計画している。流量喪失試験の解析を実施し、炉心黒鉛構造物の熱伝導率等の炉心の除熱に影響する項目について、再臨界までの時間等の原子炉挙動への影響を明らかにした。

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第4世代原子力システムの候補である超高温ガス炉(VHTR)の設計に関して、原子炉の核熱動特性解析手法を高度化するために、3次元の炉心動特性解析コードを開発した。高温工学試験研究炉(HTTR)で実施された制御棒引抜き試験および循環機停止試験の結果を用いて検証解析を行い、本解析コードの妥当性について検討した。

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2005年11 月，宇宙探査機「はやぶさ」は小惑星「イトカワ」に世界で初めて着地し，再度飛び立つという偉業を成した。はやぶさは，メイン推進機として，太陽パネルを電源とする350Wのマイクロ波放電型エンジンを搭載している。次に期待される木星探査などの深宇宙探査においては，太陽からの距離が離れているため，太陽パネルでは電源として十分な電力を得ることが難しくなる。本研究の目的は深宇宙探査機に搭載することを想定した，宇宙用小型原子炉の設計を行い，その課題を明確にすることである。

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超高温ガス炉の黒鉛構造物は高温で炉心からの中性子照射を受けることにより寸法変化やクリープ変形を生じるが、主な黒鉛構造物である固定反射体を対象に中性子照射効果を考慮した応力解析を行い、構造健全性の成立性を調査した。

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　高速増殖炉サイクルと整合した高燃焼高温ガス炉の設計研究の成果について報告する。燃焼度が約400GWd/tにも到達するため、燃料の有効利用が可能となる点に特徴を有している。

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MOX燃料を用いた高温ガス炉の炉心設計結果を報告する。燃料は高速炉マルチリサイクル燃料を被覆燃料粒子にして用い、燃料温度を制限以下に維持しつつ高燃焼を達成するための炉心条件を得た。

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Neptunium is about 50% in total minor actinides (MAs) discharged from spent fuel of LWRs, while americium is 45% and curium is the rest of about 5%. In this study, an effort has been done to simultaneously pursue burning of MAs and improvement of the core performances in both S-CO2 and Na-cooled cores using MAs as fuel and burnable poison.

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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について、燃料集合体の構造材に炭化ケイ素（SiC）を用いることにより中性子スペクトルを軟化し反応度特性を改善する概念の検討を行い、炉心・燃料仕様を設定し核・熱特性を評価した。

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Zr含有率、Pu富化度、マイナーアクチニド（MA）含有率など金属燃料仕様を 幅広く検討し、ボイド反応度、炉心圧損、運転サイクル長さなどに柔軟性を 持たせて、種々の炉心概念を検討することによって、従来の概念とは異なる 魅力を有する金属燃料炉心概念の方向性を検討している。 今回は、本研究の全体構想およびこれまでのパラメータサーベイから得られた設計例について報告する。

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高速増殖炉サイクル実用化研究開発（ＦａＣＴ）の一環として、軽水炉からＦＢＲへの移行期に用いる増殖比1．2程度の高増殖炉心を検討した。ＦＢＲ平衡期の高内部転換型炉心とリプレーサブル（同一のプラントで使用可能）となるよう炉心仕様を工夫した。

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機構では、高速炉もんじゅの炉心燃料変更に伴う設置変更申請に対する安全審査に備え、高速炉核計算システムARCADIAを整備した。同コードシステムの妥当性を、旧原研及び米国の高速炉臨界実験装置で得られた実験データを用いて検証した。本報では、高速炉核計算システムARCADIAの概要とその検証解析の結果を報告するものである。

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FBR炉心において、制御棒引抜事象時の出力歪を、引抜制御棒周辺の出力上昇に伴う局所フィードバック反応度の影響を考慮して検討した。

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　「ハフニウム(Hf)水素化物による長寿命制御棒」の開発のために、大型MOX燃料炉心を対象に炉心設計評価を行い、基本仕様を設定した。

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高速炉における「ガドリニウム(Gd)水素化物によるバーナブルポイズン(BP)」の開発のために、大型MOX燃料高速炉にを対象に炉心設計評価を行い、燃焼反応度低減が可能なGd水素化物BPの基本仕様を設定した。

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高速炉用水素化物中性子吸収材を含む炉心解析に用いる連続エネルギーモンテカルロコードMVP（JENDL-3.3）により高速臨界集合体FCAにおける水素を含んだ金属燃料高速炉模擬炉心および、ジルコニウム水素化物燃料が装荷された安全性研究炉NSRRを解析し、その妥当性を確認した。

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水素化物中性子吸収材を制御棒要素に採用したナトリウム冷却酸化物燃料の高速炉炉心を対象として、設計基準事象及び設計基準外事象の代表的なものを選定し、各事象における水素化物中性子吸収材要素の過渡時温度変化を求めた。これより、水素化物中性子吸収材の安定性が問題となる領域を把握し、従来概念(B4C制御棒使用)と比べた安全特性への影響を検討した。

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高温ガス炉を用いた熱化学法ISプロセスによる水素製造実現に向け、工業材料をベースとした候補材について、耐食性や耐熱性の評価を行った。これまでに得られた結果について報告する。

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日本原子力研究開発機構では高温ガス炉を用いた水素製造技術として熱化学法ＩＳプロセスの研究開発を行っている。熱化学法ＩＳプロセスの硫黄循環系の主要機器である硫酸分解器におけるセラミックス製熱交換器の信頼性評価について報告する。

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日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の核熱を利用した熱化学法ISプロセスによる水素製造システムの開発研究を実施している。その一環として、水素製造施設の安全性を検討するため、水素ガスの漏洩拡散挙動を解析評価した。本報告では、漏洩部からジェット状に吹き出した水素ガスが移流拡散する過程について述べる。

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原子力機構では、HTTRに接続させる熱化学水素製造法ISプロセスの設計研究を進めている。商用炉における原子炉とISプロセスの運転を調和させるためには、HTTR-ISシステムにおいてISプロセスへの熱供給系に関する運転制御法を構築することが必要である。本報では、商用炉における運転制御方法を想定した、HTTR-ISシステムにおけるISプロセスの熱供給系の運転制御方法の概念について述べる。

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