i）　設計研究
　実験炉の特性解析および照射用炉心の設計、原型炉の調整設計（i）および設計コードの開発等をすすめるとともに、安全審査にそなえて必要な資料の整備を行なう。

　さらに、原型炉開発に資するため、海外からの技術情報の購入を行なう。

ii）　炉物理
　日本原子力研究所の高速臨界実験装置（FCA）を用いて原型炉炉心の部分モックアップ試験を行なうとともに、49年度からのセクター実験のために同装置の改造を行なう。

　また、海外の施設を用いて行なった原型炉炉心の全モックアップ試験結果の解析を行なう。

　さらに、高速炉燃料のバーンアップ測定解析、炉心解析法の開発およびしゃへいに関する研究を行なう。

iii）　主要機器、部品
　実験炉については、ナトリウム機器構造試験装置を用いて、燃料取扱装置、炉内構造物等のナトリウム中での試験を行なうとともに、制御棒駆動機構の総合機能試験を行なう。

　原型炉については47年度までに試作した燃料中継機構、制御棒駆動機構、ナトリウムサンプリング装置等の機能試験等を行なう。また、中間熱交換器管板等の熱衝撃試験、炉内構造物等の水流動試験を行なうとともに、一次系ポンプ・炉心クランピング機構等の試作開発を行なう。

iv）　ナトリウム技術
　低純度および中純度のナトリウム材料試験ループ、放射化材料試験ループ等を用いて構造材等の質量移行試験等を行なうとともに、技術開発ループ等を用いてナトリウム純度管理技術の開発等を行なう。

　また、ナトリウム流動伝熱試験装置を用いてナトリウム関係機器の確性試験を行なう。

v）　燃料材料
　プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料および構造材等の製造技術および検査技術の開発を行なうとともに、試作燃料等について海外の高速炉等を用いての照射試験、照射燃料試験施設（AGF）および照射材料試験施設（MMF）を用いての照射後試験、ナトリウム流動伝熱試験装置を用いての流動伝熱試験を行なう。

　また、燃料集合体検査施設（FMF）の建設をひきつづきすすめる。

　なお、プルトニウム燃料開発施設等において、実験炉初装荷燃料の製造を行なうとともに、取替燃料等の製造を行なう。

vi）　計測制御
　中性子検出器、破損燃料検出器、流量計等の計装機器の試作試験および確性試験を行なう。

vii）　安全性
　耐震構造、ナトリウム過度沸騰、燃料破損伝播、希ガス回収、一次冷却系配管の信頼性等に関する試験を行なう。

viii）蒸気発生器
　ナトリウム水反応試験、小型蒸気発生器（1MW）の試験を行なうとともに、50MW蒸気発生器試験施設の建設および試運転を行なう。

　さらに、50MW蒸気発生器の製作および蒸気発生器安全性総合試験施設の建設に着手する。

i）　設計研究
　構造設計研究および設計コードの整備等を行なうとともに、新型転換炉の評価研究を行なう。

ii）　炉物理
　重水臨界実験装置（DCA）を用いてプルトニウム燃料装荷炉心の炉物理実験を行なう。

iii）　伝熱流動
　伝熱流動試験装置（HTL）等を用いて燃料集合体の伝熱流動試験等を行なう。

iv）　主要機器、部品
　圧力管と異種金属との接合部、シールプラグ、燃料交換装置、圧力管モニタリング装置、運転保守設備等の試作開発を行なう。

　また、部品機器試験施設（CTL）を用いて圧力管、燃料集合体、シールプラグ等の耐久試験等を行なう。

v）　燃料、材料
　燃料集合体の試作開発を行なうとともに、試作燃料集合体および圧力管等の各種試験検査を行なう。このほか試作燃料、圧力管材料について、日本原子力研究所の材料試験炉（JMTR）等を用いて照射試験等を行なう。

vi）　安全性
　一次冷却系破断試験、非常冷却試験、主蒸気管破断試験等をひきつづき行なうとともに、インサービスインスペクション用機器等の試作開発を行なう。