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平成３０年　第4問技術士原子力・放射線

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2025/03/04 04:50

平成３０年　第4問技術士原子力・放射線

加圧水型原子炉 (PWR) と沸騰水型原子炉 (BWR) の運転・制御に関する次の記述のうち,最も適切なものはどれか。

① PWRでは, 燃料の燃焼に伴う原子炉出力の低下を, 主に冷却水中のホウ素濃度を調整することにより補償している。

② BWRでは, 燃料の燃焼に伴う原子炉出力の低下を, 主に可燃性毒物 (バーナブルポイズン) で補償している。

③ BWRでは, ウォーターロッドが導入されている燃料集合体がある。これは,チャンネルボックス内部の沸騰状態にある領域の冷却効果を高めるためである。

④ 原子炉を長期間運転したのちに停止すると, キセノン135の蓄積による負の反応度の絶対値は減少したのち増加するため, これが再起動条件の制約となっている。

⑤ PWRでは, 炉心上部から制御棒を挿入しているため, 出力分布を平坦化するために炉心上部に濃縮度の高い燃料ペレットを使っている。

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