４　研究開発

（１）炉物理
　実験炉の模擬臨界実験については,原型に設置されている高速臨界実験装置(FCA)を用いて,42年度よりウラン燃料による実験を行なってきたが,45年度よりプルトニウム燃料による部分モックアップ実験を行なうとともに,ひきつづきフルモックアップ実験を行ない,実験炉の炉心設計および安全性の確認に役立てている。
　その他,高速炉用炉定数の作成,炉心計算法の開発,燃焼解析法の開発等がすすめられた。

（２）ナトリウム技術
　ナトリウムと各種構造材料との共存性に関して,質量移行試験,内圧クリープ試験等を行なうための材料試験ループおよび放射化材料試験ループならびに材料等の熱荷重,熱ラチェット試験および計測器等の耐久試験を行なうための技術開発ループが完成し,45年度より本格的稼動を開始した。
　一方,ナトリウム流動伝熱試験装置は,44年度完成後,順調な運転を続け,ポンプ,流量計等の構成機器の主要特性の確認,連続運転の経験等多大の成果を得てきたが,45年10月より,試験範囲拡大のため,2MWの加熱器,13MWの再生熱交換器および熱料集合体流動試験用試験部の増設工事を行なっている。

（３）主要機器部品の開発
　実験炉の主要炉体構成機器である遮へいプラグ,燃料取扱装置,制御棒駆動装置,炉内構造物等の試作開発を国内メーカーに委託して行なってきたが,45年度にはほぼ完成するに至り,大気中あるいは水中での動作試験を行なっており,46年度にはナトリウム機器構造試験装置で総合試験を行なうはこびとなっている。
　また,実験炉に使用する主循環ポンプ等の耐久試験を行なうための装置等の製作をすすめた。
　原型炉用構造機器については,燃料取扱装置,大型弁等について予備的な試作開発を開始した。更に,早期に開発を行なう必要のある蒸気発生器については,大リーク・ナトリウム―水反応試験装置による試験を開始したのをはじめ,小型蒸気発生器試験施設および小リーク・ナトリウム―水反応試験施設の建設をすすめるとともに,46年度に建設に着手する50MW蒸気発生器,試験施設の設計をすすめた。

（４）計測制御,遮へい研究
　実験炉に使用する計測制御用機器について早期に開発が困難とみられる炉外中性子検出器を輸入し,確性試験を行なうとともに,炉内中性子検出器,破損燃料検出器,燃料チャンネル閉塞検出器等の試作開発を行なっている。また,実験炉の動特性,制御系の解折および蒸気発生器の動特性モデルの開発をすすめた。
　遮へい研究については,中性子減衰コードの総合評価,γ発熱計算コードの開発等解析法の開発を行なうとともに,原研のJRR-4等を用いた各種中性子透過実験をひきつづき行なった。

（５）燃料,材料の開発
　燃料ピンの開発については,東海事業所のプルトニウム燃料第1開発施設において,燃料ペレットの試作および熱的,機械的試験を実施するとともに照射用試料を作成した。また,実験炉用燃料集合体についても,所要の試作開発を行なうとともに,流動試験等各種試験を行なった。さらに,実験炉用炉心燃料集合体等の製造を行なうため,東海事業所において,プルトニウム第2開発施設の建設をすすめ,47年度からの本格的製造に備えた。
　材料の開発については,ひきつづき,制御棒,遮へい材について製造試験およびこれによる物性測定を行なうとともに,材料等の照射後試験を行なうための照射材料試験施設の建設をすすめた。
　燃料,材料の照射については,英国のドーンレイ炉,米国GE社のGE TR等の原子炉を利用して燃料集合体等の照射をすすめた。

（６）安全性
　実験炉の炉容器モデルの耐衝撃試験,エアロゾルの挙動捕集実験,1次冷却系配管破断に関する研究等を実施するとともに,ナトリウム過度沸騰試験装置および原研のJRR-2に設置するナトリウムインパイルループの建設をすすめた。

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