高温ガス炉の炉心は、可燃性毒物（Burnable Poison）を用いることにより燃焼に伴う反応度の変化を小さくしている。ここでは、可燃性毒物としてほう素を用いたブロック型高温ガス炉の炉心を対象として、総合核計算コードシステムSRACを使用して可燃性毒物のモデル化手法を検討した。

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高温ガス炉の冷却材高温化実現の手段として炉心拘束機構が考えられるが、この締付材料として高温においてもクリープしないセラミックス複合材が有力である。セラミックス複合材の代表的な材料仕様（材質、繊維編み方）について均質化解析手法を使用して異方性物性値を推定し、原子炉内での発生応力を解析して適用性を検討した。

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スーパー軽水炉（超臨界圧水冷却熱中性子炉）の従来の概念設計では冷却材の流速を確保するために燃料棒間隔を1mm程度と狭くしていた。本研究では、製作誤差や燃料棒の曲がり等による冷却材流路面積変化の燃料被覆管最高温度に対する感度や燃料被覆管周方向温度分布を低減する目的で、燃料棒間隔を拡大した炉心概念の成立性を3次元核熱結合炉心設計で検討した。その際、水減速棒の断熱材を従来の酸化ジルコニウムから低焼結密度のイットリア安定化ジルコニアに変更し、減速材密度を高めることができた。また、従来の3次元炉心計算とサブチャンネル解析で二段評価となっていた部分を直接計算し、評価手法を合理化した。

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超臨界圧軽水冷却高速炉（SWFR)ではPWRと同様に冷却材喪失事象（LOCA）が重要な事故事象と考えられる。SWFRの特徴として、高出力密度、一部燃料の下降流冷却が挙げられる。本研究では、圧力損失バランスによる下降流冷却チャンネルの流量配分を考慮した安全解析コード,SPRAT-F-DP（ブローダウン解析用）とSCRELA－M（再冠水解析用）を開発し、LOCA時の炉内の挙動を解析した。

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水冷却高速炉であるFLWRにおいて、235U濃縮度5wt%未満の条件のもとで、稠密格子UO2燃料集合体と増殖型MOX燃料集合体(FLWR/MIX)から構成される部分MOX炉心の成立性を検討し、MOX燃料装荷割合を変更した柔軟な運用が可能であるとの見通しが得られた。

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発電以外に原子力が利用されるケースとして寒冷地における熱供給がある。原子炉を暖房や給湯に利用する場合、低コスト、高信頼性を得られる小型原子炉が適している。そこで、本研究では、低コスト、高信頼性を得るため既存の軽水炉の設計をベースとした熱供給目的小型原子炉の概念設計研究を行った。

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グリッドスペーサ形状が乱流や伝熱の促進に与える影響をCFDを用いて解析した。伝熱を促進させる改良グリッドスペーサを開発し、望ましいスペーサ間隔についても検討した。得られた伝熱促進効果をスーパー高速炉の熱水力設計にフィールドバックすることで、燃料被覆管表面最高温度を低減できた。

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中性子経済に優れる高速増殖炉（FBR）は、使用済燃料中のマイナーアクチニド核種（MA）を燃料としてリサイクルすることにより、効果的に環境負荷を低減するポテンシャルを有している。本研究では軽水炉使用済燃料中に大量に蓄積するアメリシウム（Am）を中心としたマイナーアクチニド（MA）をFBRでリサイクルする方式として、小規模のMA燃料製造システムで製造する高濃度Am含有燃料（以下Amターゲット）の非均質装荷炉心概念を構築した。核特性及び核変換特性の観点から、内側炉心と外側炉心の間にリング状にAmターゲットを装荷する方法を選択した。AmターゲットにおけるHe生成量増加に対しては、被覆管肉厚の増加で対応し、ドライバー燃料と比較して低く制限されるAmターゲットの許容線出力に対しては、細径ピンの採用で対応した。さらに、ターゲット燃料ピンをドライバー燃料と同じ太径に保った経済性追求型の装荷オプションについても検討した。

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機構では高速炉核計算システムARCADIAN-FBRを整備した。同コードシステムの妥当性を、もんじゅの性能試験（炉物理試験、起動試験）データ（平成6～7年）を用いて検証した。本報では、高速炉核計算システムARCADIAN-FBRの検証解析の結果を報告するものである。

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「ハフニウム(Hf)水素化物による高速炉用制御棒」の長寿命化のために、大型MOX燃料炉心を対象に、3サイクル燃焼時の制御棒価値評価とNaボンド型制御棒による炉心仕様の検討を行ない、成立見通しを明らかにした。

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水素化物中性子吸収材(Hf水素化物)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、従来概念(B4C制御棒使用)の場合と比べた炉心特性の変化、及び水素化物における物性値等の最新知見に基づき，代表事象における安全評価解析を行い安全シナリオへの影響を検討した。

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小型高速炉　４S (Super-Safe Small and Simple)のプラント概要と、米国での設計承認をめざしたNRC（Nuclear Regulatory Committie)に 予備申請を実施している状況を紹介する。

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4S原子炉システムは、出来るだけ単純化され、原子炉内部に1次系の機器中間熱交換器、電磁ポンプを環状に配置し、配管を削除した単純な流路構成でコンパクトな構造としている。本発表ではその原子炉構造の概要を紹介する。

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米国設計承認を目指して、米国の規制、基準を参照し、安全設計方針を作成し、４Ｓの適合性を発表する。安全設計方針(Principle Design Criteria PDC)は10CFR50　appendix A (General design criteria GDC)とANSI/ANS 54.1を参照して作成された。

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4S炉のPre-application review meetingの中でNRCに説明したPIRT(Phenomena Identification and Ranking Table)の内容。本発表では、その手順および結果について報告する。

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高速炉開発に向けた高温ナトリウム流動試験設備の概要及び試験結果に基づく伝熱評価結果を紹介する。

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自給自足型熔融塩炉（Fuji-U3）を中心とするトリウムエネルギーシステムを想定し，発電50GWe規模に展開するのに必要な年数を推算する。Fuji-U3の運転に必要なU-233は，BWRを利用して，軽水炉使用済み燃料のPuより生産するものとする。

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現在世界中で最も普及している軽水炉の技術をベースとした水冷却増殖炉を検討した場合、現在までの研究でU-Puサイクル、Th-²³³Uサイクルに関してそれぞれ重水冷却、軽水冷却を用いた４ケースを比較検討した結果重水冷却Th-²³³Uサイクルが最もよい性能であることがわかっている。本論文では、現行のＰＷＲの設計に基づいて(²³³U-Th)O₂燃料シードにThO₂ブランケットを追加することにより燃料の増殖性能を高めるとともに、負のボイド反応度係数、軽水炉と同等以上の燃焼度達成を目指した炉心設計を行った。

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軽水炉および高速炉で生成されたMA（マイナーアクチニド）を一時貯蔵し、高速炉実用後に重水冷却酸化物燃料トリウム増殖炉を導入して効果的にMA処理を行うシナリオを提案。

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低減速軽水炉を対象に、ミクロ炉物理に基づきボイド反応度係数の高精度測定手法と解析手法の開発を行った。東芝臨界実験装置（NCA)において、微細加工放射化箔による燃料棒内中性子束分布、転換比測定による集合体内ボイド反応度分布を測定した。これら測定値の決定論的手法に基づく解析を実施した。

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三次元二群拡散方程式の解法に変数分離を適用し、斉次一次元拡散方程式を導き、その解を用いて反射体中の三次元二群拡散方程式の解、階差式を得る。

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研究炉JRR-4の黒鉛反射体要素の容器溶接部に損傷が生じたため、外観検査、寸法検査、破面検査等を行い、損傷の主たる原因は、反射体要素に内蔵された黒鉛反射体要素が中性子照射により膨張して、容器溶接部に過大な応力が発生したことであると判断した。

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JRR-4反射体要素における黒鉛反射材の膨張は高速中性子の低温照射によるものであると考えられ、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の外観検査及び寸法測定を行った．その結果、黒鉛の寸法は高速中性子照射量の増加とともに大きくなることが確認された。

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6インチ径シリコンを用いた中性子ドーピングが行われている研究炉JRR-3において、12インチ径シリコンを均一に照射するための照射条件について計算コードを用いた評価を行った。均一に照射させるために熱中性子フィルターを用い、なおかつ高速中性子の影響を除外するために炉心から10cm程度離れた位置で照射を行うことが良いことが分かった。

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最大12インチ径までの大口径NTD-Si（中性子核変換ドーピングSi）半導体の均一照射技術を開発するため、解析的により得られた均一照射条件を確証することのできる照射実験装置をJRR-4に設置する。前年度実施した概念的な機械設計に基づき本装置の詳細設計を行い、解析的にも均一照射条件を達成することができることを確認した。

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省エネ化を継続的に推進していくために、将来にわたって堅調に電力変換に用いるSiパワーデバイスを提供していくことは重要であり、その高効率化の効果がもたらす省エネ効果並びに二酸化炭素削減効果は大きい。パワーデバイスとして絶縁ゲートバイポーラトランジスタ（IGBT）が使用されており、その多くに中性子照射によって製造された高品質の中性子ドーピングシリコン（NTD-Si）が用いられている。こうしたことから数年後にはNTD-Siの需要がその供給容量を越える勢いで拡大している。我々は昨年度より、シリコン照射専用炉の設計概念について検討を開始した。本報告ではJRR-3と同じシリサイド燃料を用いた３つの直方体の炉型について、モンテカルロコードMVPを用いた解析を行い、その生産性について評価した。検討した原子炉の形状のうち、長方形型モデル（３×１２配列、20MW）が最も生産性に優れていることを明らかにした。

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NTD法による大口径シリコン半導体製造のための小型原子炉の概念を検討した。炉心は酸化物燃料及び軽水減速材を用いたPWR型の炉心とし、照射領域に様々な反射体を想定して核解析を行った結果、黒鉛に反射体を用いた小型炉心が最適であるとの結論を得た。

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NTD法による大口径シリコン半導体製造のための小型原子炉の熱流動解析と中性子照射解析を行った。その結果、十分な安全余裕を確保した原子炉出力とシリコンインゴットへの中性子照射性能が明らかになり、本原子炉を用いた場合の大口径シリコン半導体の製造性能が明らかになった。

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　日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに設置されている材料試験炉（JMTR）は発電用原子炉の燃料及び材料の照射をはじめ様々な照射利用が行われてきている。現在、平成23年度の再稼動に向けた改修を行っている。ここではその全体計画について説明する。

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原子炉設置後、約40年経過したJMTRを効果的に改修するため、更新機器の選定基準の策定、更新計画の検討結果等をまとめると共に、改修作業の進捗を報告する。

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JMTR再稼働後に、照射場の性能を損なわせることなく燃料経済性を向上しつつ年間運転日数を増加させるため、炉心の燃料配置、燃料交換パターン等、炉心の最適化に関する検討を行った。

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再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m（99mTc）の親核種であるモリブデン-99（99Mo）の一部国産化製造を産業界と共同で計画している。本報告では、JMTRにおける99Moの製造に必要な照射装置の選定、構成,及び照射後工程における必要な装置等の技術的な検討等の結果について述べる。

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ベリリウムは、熱中性子に対する低捕獲断面積、良い弾性散乱特性を有し、試験研究炉において減速材や反射材として利用されている。しかしながら、ベリリウムの取扱いの問題や中性子との核反応によるトリチウムの生成から、中性子照射したベリリウムの再処理が困難である。このため、中性子反射体としての長期使用及び照射済ベリリウムのリサイクル技術の現状や今後の計画について報告する。

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水環境を模擬した照射試験においては、水の放射線分解により溶存酸素や過酸化水素などの酸化性の化学物質が発生し、照射試料を腐食する。この照射試料の腐食特性を調べるために、高温高圧環境における照射キャプセル内の過酸化水素や溶存酸素などの濃度をその場(IN-SITU)で計測できる水環境測定センサの開発に着手し、製作性の検討及び炉外での基本特性を調べた。

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医療用放射性同位元素^99mTcの親核種⁹⁹Moの新たな製造方法である溶液照射法実現に向け、ガンマ線照射下において、照射ターゲット候補として選定したモリブデン酸塩水溶液と構造材との両立性や水溶液の化学的安定性について調べた。その結果、水溶液中に浸漬した構造材の腐食が未照射の場合と比較して進行する傾向は認められず、水溶液の状態は安定であることがわかった。

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JMTRを利用した照射試験における中性子束の精度向上のための検討として、これまでの評価結果を分析した結果、それに基づく誤差要因の検討結果、JENDL/AC、JENDL3.3のJMTR炉心への適用性の検証結果、熱中性子散乱テーブルの影響の調査結果について報告する。

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Denaturing of Pu by transmutation of MA in medium size FBR has been studied from the viewpoint of even-mass number Pu accumulation and the proliferation resistance property of Pu during multi- cycle.

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高速増殖炉のブランケットで生成されるPuの核拡散抵抗性を高めるため、Am及びCmをブランケット燃料に加えた場合の解析を行った。また、生成されたPuの核拡散抵抗性を、崩壊熱・自発核分裂中性子発生率に基づいて評価した。

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高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプル中のPuの生成・消滅挙動を実験により評価した。

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高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプル中のPuの生成・消滅挙動を計算により評価した。また、生成Puの解析結果を以前発表したサンプルの解析結果と、解析精度・核拡散抵抗性について比較検討を行った。

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核拡散抵抗性の観点からPuの改質を目的として、大型高速増殖炉の炉心及びブランケット燃料にMAを添加した場合の燃焼解析を行った。また、生成されたPuの核拡散抵抗性を、崩壊熱、自発核分裂中性子数及び臨界量に基づいて改良した核拡散抵抗性評価関数を用いて評価した。

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一般の軽水炉燃料にＮｐやＡｍ等のＭＡ核種を添加することで得られる核拡散抵抗性の高いプルトニウム(ＰＰＰ:Protected Plutonium Production)において、それを小型高速炉の燃料として用いたときの燃焼特性を評価する。

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プルトニウム燃焼とトリウムの利用を組み合わせて、核拡散抵抗性の高いU-233燃料を精製すると同時に、余剰プルトニウムの燃焼に適した原子力システムの概念を構築する。

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プルトニウムの崩壊熱がプルトニウムの核拡散抵抗性に及ぼす影響を、簡単なモデルに基づいて伝熱解析を行い、定量的に評価した。またこの評価モデルを用いて、マイナーアクチノイドの核変換を利用したプルトニウムの核拡散抵抗性の強化について、定量的な評価を行った。

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高速炉の炉内で使用可能な電磁流量計の開発におけるNa試験体の基本検討、Na試験計画の概要について発表する。 なお、本研究は、文部科学省公募研究「流量拡張性に優れ苛酷環境に適用する電磁流量計に関する研究開発」の成果である。

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配管、建屋等の変形、振動を常時監視するシステムとしてFBGセンサは有力な方法であるが、現在実用化されているセンサ部は高温では使用できない。 我々はフェムト秒パルスレーザーを用いた非熱レーザー加工の手法を用いて耐熱性の有るFBGセンサの開発を行っている。 今回は石英光ファイバー内に作成したFBGの波長特性の改善結果と模擬配管での性能試験について報告する。

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ナトリウム冷却炉では蒸気発生器において伝熱管が破損した場合、早期に検出することが重要である。本研究では遅延和ビームフォーミングを用いた新しい音響検出器によりバックグラウンドノイズと目標音源の有効な分離が可能であることを数値解析により示した。

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防災モニタリングロボットの平成20年度原子力総合防災訓練において、出動から自衛隊輸送機による航空輸送及び無線遠隔操作による緊急時モニタリングまでの一連の活動を行い、その評価結果について報告する。

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JCO臨界事故の原因を構成する事柄として、製品溶液均一化作業手順の貯塔使用から沈殿槽使用への変更に対して計画グループ主任が許可を与えたことがある。スペシャルクルー(SC)副長がこの許可を求める役割と権限を有すると計画グループ主任が認知するうえで、SC主任退職時(1998年3月)の非公式業務引継ぎが重要な影響を及ぼしたと考えられる。

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「もんじゅ」プラント動特性解析コード（Super-COPD/Fanpsy）の開発計画と40％出力までのコード検証結果の概要を報告する。

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