高性能蒸気インジェクタ（SI）を非常用炉心注水系や給水加熱系へ適用し、系統・機器を簡素化することにより、経済性及び安全性を更に向上した革新的な原子力発電プラントを開発している。そのためには、各適用システムの要求仕様を満足するよう各々のSIの技術開発が必要である。本報では、開発項目と技術課題について発表する。

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格納容器冷却システムは、冷却材喪失事故時に建屋上部に設置したPCC/ICプールから発生する大気圧の蒸気の一部と地上の水タンクの水を用いてSIを駆動し、再びプール内に注水するシステムである。本システムは、大気圧の蒸気以外の動力が不要で、原子力発電プラントの簡素化に大きく寄与する。しかしながら、SIの性能は不凝縮ガス濃度の影響を大きく受けるため、SIの作動条件である入口蒸気に含まれる非凝縮性ガス濃度を評価することは、本システムの成立性を評価する上で重要である。通常、プール内は空気が充満しているが、事故時には蒸気発生により空気が押し出され、プール内の非凝縮性ガスの分布は変化する。この現象を解析することにより、蒸気インジェクタの作動条件を予測すると同時に本システムへの適用性を評価し、プール形状の最適化を行った。

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現在、超音速蒸気インジェクタを用いて系統を簡素化するとともに、静的格納容器冷却系注入に適用することで、建設コストの削減とともに安全性と信頼性を向上させた革新的簡素化次世代型炉の開発が進められている。本研究では、蒸気インジェクタを実機に適用する際に懸念される非凝縮性ガスの影響について調べることを目的として行っている実験の結果について報告する。

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これまで東京電力_(株)_と_(株)_東芝の共同研究で開発を進めてきた高性能蒸気インジェクタ(Steam Injector : SI)を用い、極めて簡素化された、かつシビアアクシデントフリーとなる様な革新的なアイデアを入れ込んだ原子力発電プラントの技術開発を行う。本報告ではこのうち中心蒸気型蒸気インジェクタを用いた簡素化炉心注水系の気液二相流流動特性の研究結果について述べる。

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高性能蒸気インジェクタ内部の流動可視化計測のため、必要なPIVパラメータの評価を行った。さらに、1/1000モデルにおける評価とミスト噴流を対象とした予備的PIV計測実験を実施し、蒸気インジェクタでの計測見通しを得た。

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蒸気インジェクタ内の流動数値解析のためCIVA法とC-CUP法を用いた二相流解析コードを開発している。ここではその妥当性検証のため、単一気泡の上昇の数値解析を行った。

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エラーの検知と修正過程に関するモデルを用いて、日常生活で経験するエラー事例を分析した。エラーに気づかせた情報に関して、違和感（意図と結果の矛盾情報を含む）、決定的情報のいずれも視覚情報が多かったが内容は異なっていた。違和感は明るさ、大きさ、一部に対する反応など漠然としているが、決定的情報では、確認、照合など具体的であった。また、エラーの種類別に見るとスリップでは違和感は聴覚、触覚も多いが、ミステイクでは視覚が多く、し忘れは違和感があまり無いなどの違いがあった。

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ツインユニットとなっている国内外のいくつかの原子力発電所におけるユニット間違いによるトラブル報告がある。実際のトラブルとほぼ同じ経路を歩行中の作業員の発話内容分析を行った先行研究では、経路を間違った被験者が周囲の環境と自分自身との位置関係にあまり注意を向けていない可能性が指摘されている。本研究は、作業員に発電所内の動画像から場所の定位を行うように求めることにより、作業員が発電所内で定位を行う際に利用する手がかりの種類および、定位の成否と利用された手がかりとの関係について調べることである。実験の結果、全試行のうち約５％においてユニット間違いが発生したこと、またそれらの試行ではユニット番号やユニット表示に関する言及が少ないことが示された。

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人間の空間認知にはいくつかのタイプがあり，その特性が日常的な行動にさまざまな影響を及ぼしていることが知られている．空間認知特性が一因と考えられるヒューマンエラーの未然防止のためには，空間認知特性と行動との関連について明らかにすることが重要である．本稿では，タービン建屋内を移動中の作業員の歩行行動を観察記録した結果を報告する．作業員の歩行行動はいくつかのパターンに分類されることが分かった．

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計算機シミュレーションを用いてTSAを推論し、TSAの良否を評価する手法を開発した。開発手法をDURESSに適用してその有用性を確認した。

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保全が容易な原子力プラントの実現を念頭に、原子力プラントの運転状況を長期にわたって構築、維持、提示する技術を保全情報場技術として理化学研究所、産業技術総合研究所、海上技術安全研究所により開発した。開発したうちの情報場提示技術として異常状態の兆候を発見するための運転員とエージェントが共同で作業するインタフェースを紹介する。

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保全が容易な原子力プラントの実現を念頭に、原子力プラントの運転状況を長期にわたって構築、維持、提示する技術を保全情報場技術として理化学研究所、産業技術総合研究所、海上技術安全研究所により開発した。開発したうちの情報場提示技術として異常状態を詳細に検査するための運転員とエージェントが共同で作業するインタフェースを紹介する。

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原子力プラントの定期点検時に行われる配管系統隔離作業を支援するための拡張現実感システムを試作した。本研究では、特にシステムの情報提示デバイスのあり方に着目し、被験者実験により各種の情報提示デバイスを用いた際の作業効率やユーザビリティを比較評価した。

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工学プラントの運転において，安全性を低下させずに省力化を図るための１つの有効な方策としてのコオペレータの概念を述べる．コオペレータとは，最終的な判断は運転員が行うことを前提とし，その判断に至る過程において，運転員を支援する知的で自律的なソフトウェアシステムを指す．そして，人間_---_機械相互作用において重要なコオペレータの特性の１つとしての対話能力を考察した．また，著者らが開発を進めている運転員の立場を考慮して運転手順書の内容を表示する運転操作ナビゲーションを述べる．

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プラント運転員訓練シナリオの解析を通じて訓練プログラムの適切さを評価する。そのことを目的として、本研究ではシナリオの特徴を運転訓練時の警報発生頻度に基づいて評価した結果について述べる。

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内蔵CRDを原子炉圧力容器内に内蔵することによって、原子炉格納容器の容積、およびCRD関連機器の物量を削減し、経済性の向上を図ることが期待できる。また、この内蔵CRDの適用によって、RPV下部が簡素化されると共に炉心がRPV下部に移動し、RIA（反応度投入事象）を撲滅すると共にLOCA時に炉心冠水維持が容易になる、RPV下部冷却による過酷事故時のIVR（炉心溶融物RPV内封じ込め）も有利となる等の大きなメリットが期待される。内蔵CRDの主要構成要素には、耐熱モータ、スクラム動作用のラッチ機構、位置検出器などがあり、更にRPV外から電力・信号の伝送する非接触コネクタである電磁カップリングなどがあり、いずれもセラミックス絶縁耐熱コイルを採用する。主要開発要素に対する技術課題は耐久性・信頼性向上、非接触電力・信号伝送技術、耐熱セラミックス絶縁コイルの高温・照射下での耐久性向上、軸受けの高温水中でのロバスト性向上、炉心上部構造の二相流安定性、ガイドチムニーの二相流FIV評価などである。

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制御棒駆動機構（CRD）を原子炉内に内蔵することによって経済性、安全性の更なる向上が期待できる。そのためには、炉内の高温水中下で使用可能な軸受について、材料の選定及び摩耗特性の把握が重要となる。本報告では、軸受材料を高温水中下で行ったスクリーニング試験と寿命試験について報告する。

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内蔵電動制御棒駆動機構（CRD）の摺動部位にはスラスト軸受やローラ/ピンが使用され、それらの材料には高温水中環境下における耐久性が要求される。高温水中における軸受材料の摩耗特性を実験的に評価し、候補材の耐久性について検討した結果を報告する。

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別途提出します。

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BWR内に制御棒駆動機構（CRD）を内蔵することによって経済性、安全性の向上が期待できる。ＣＲＤへの電力はコネクタの一種である電磁カップリングを使用して供給する。一方、ＣＲＤ位置信号も電磁カップリングを使用して炉外に伝送する。ここでは、電磁カップリングを使用したCRDの位置検出方法について、電磁カップリングの等価回路を使用して位置検出性能の理論的検討を行った。その結果、ＣＲＤの回転および原点位置を検出できる見通しを得た。

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制御棒駆動機構（CRD）を原子炉に内蔵することによって経済性、安全性の更なる向上が期待できる。内蔵CRDの設計において，CRDが沸騰二相流に直接曝されるのを防ぐため，急縮小部を持つガイドチムニと呼ばれる流路内を設置することが考えられている。CRDの安全性を評価するために，ガイドチムニが二相流によってどのように励振されるかを知ることが必要となる。
本研究では，急縮小部を持つ円管内を流れる二相流の流動とそれによって励振される管の振動について実験的に調査した。
急縮小部を通過した二相流は，急縮小部上流での流動様式が気泡流，スラグ流に関わらず，脈動現象を示す。この脈動の周期は2-10[Hz]と管の固有振動数(約100[Hz])と大きく異なる。図2に液相の見かけ速度を変化させていったときの液相流速と加速度変動の標準偏差の関係を示す。管が二相流によって受ける加振力は液相流速に大きく依存することがわかった。

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コンクリートキャスクのキャニスタの蓋は溶接構造であるため、高い密封信頼性を有し、米国でも密封監視は要求されていない。しかし、我が国においてはPA上の観点から、簡易に密封監視ができることは本方式の実用化に非常に有用と考えられる。このため、実規模試験体を用いた試験によって、簡易なキャニスタの漏えいモニターについて検討した。本試験結果によれば、キャニスタ内圧が0.3→0.05MPaG低下した場合、キャニスタ蓋部と底部の温度差は20℃以上低下し、両者に密接な関係があることが明らかとなった。これにより、キャニスタ内圧の有意な変化は、キャニスタ蓋部と底部の温度差等から推定可能であると考えられる。

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日立製作所では、当社で開発した乾式金属キャスクが十分な除熱性能を有していることを確認する目的で、実規模大の試作機を用いた伝熱試験を実施し、除熱性能と除熱評価解析モデルの信頼性を確認した。本報告では、伝熱試験結果からキャスク内部の伝熱現象を分析し、その現象を再現できる解析手法を確認する。

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乾式金属キャスク用の木製緩衝体を開発し、1/4スケールモデル落下試験を行うことにより各姿勢の9m落下時の衝撃を50G以下に緩和できることを確認した。本試験の検証解析を動的衝撃解析コード「ＬＳ_-_ＤＹＮＡ」で行った結果、落下試験結果を安全側に推定できることが明らかになった。

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定例試験に関して、定例試験手順の分析、リスク指標の定量的評価基準の検討、定量評価及び検討対象試験の抽出、試験頻度変更に対する定性的な検討、及び複数の試験頻度変更による影響確認等を評価し、リスク情報に基づく適正な定例試験頻度の検討を実施した。
はじめに、本検討では定例試験における試験手順の分析結果について述べる。
通常運転中に実施される定例試験において、その手順により発生する機械故障や手順を逸脱してしまう人的過誤等の影響を把握するため、定例試験手順書をもとに試験手順をFMEA (Failure Modes and Effects Analysis)に基づき分析し、故障・失敗によるプラントへの影響(負の効果)を確認し、試験による負のリスク影響の大小を判定して、定量的にリスク評価するべき定例試験項目を摘出した。

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保安規定に記載されている定例試験の頻度について、定例試験頻度を見直すことを目的として、リスク情報を活用した評価を実施した。
本検討は、評価方法のフローチャートに従い、BWR5を代表プラントとして、定例試験それぞれの試験頻度を変更した場合の個別の定量評価及び定性評価と、変更候補として選定された全ての定例試験の試験頻度を同時に変更した場合のリスク評価ついてである。

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リスク情報を活用して定例試験頻度を評価することを目的として、米国でのリスク情報の活用方法を参考に、種々の安全機能を持つ定例試験の頻度評価を行うためのリスク指標を選定するとともに、定例試験頻度の変更候補を選定するためのリスク指標のスクリーニング基準を設定した。

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米国におけるリスク情報を活用した検査の最適化手法を参考として、敦賀発電所２号機においてＰＳＡでモデル化されている機器・系統について、出力運転中の定期的な試験・検査頻度の延長可能性等に関する評価を実施した。

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原子力プラントの機器メンテナンスは，品質を保持したままコストを削減するために，従来の一定時間毎に検査・部品交換を行う時間監視型（ＴＢＭ:Time Based Maintenance）から，機器の状態に応じて検査・部品交換を行う状態監視型（ＣＢＭ:Condition Based Maintenance）に移行しつつある．ＣＢＭを実現するためには，機器の運転条件と消耗品の経年劣化の関係を明らかにし，運転条件に応じた寿命を精度よく予測することが重要である．日立では，これまでに配管減肉管理，弁管理に取り組んできた．本研究では，ポンプ摺動部の摩耗を対象に，ＣＢＭの考え方を適用し，有効性を確認した．

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もんじゅ原子炉容器（R/V）用供用期間中検査（ISI）装置は、検査装置の小型化、信頼性向上を狙った開発が進められている。R/V-ISI装置は、搭載したビードセンサで溶接線を検出し、それを基準とした自己位置評定システムとなっているが、検査装置を構成する各種機器については耐熱性が要求される。このビードセンサの形式を選定、試作し、高温耐久試験を実施した結果を報告する。

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本研究では、Halbach磁石配置を持つ高磁場配置型SH波(horizontally polarized shear wave)電磁超音波探触子EMAT (ElectroMagnetic Acoustic Transducer)の高温特性(磁気特性、超音波指向性など)について、解析手法で評価し、通常のPPM(Periodic Permanent Magnet)磁石構造EMATより高性能であることを確認した。200℃の高温において、Halbach構造EMATは、ワーキング面における磁束密度が減少し、熱減磁も発生するが、減少率はそれぞれ常温特性の10％と2%程度以下に限られている。

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高速増殖炉もんじゅの蒸気発生器（SG）伝熱管の供用期間中検査に適用する渦電流探傷（ECT）システムの開発を行っている。実機大の蒸気発生器伝熱管のモックアップを使用した各種試験を実施中であるが、伝熱管への挿入性と探傷性能を評価する目的で、モックアップ試験用の新型ECTプローブを試作した。

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高速増殖炉もんじゅの蒸気発生器（ＳＧ）伝熱管の供用期間中検査に適用する渦電流探傷（ＥＣＴ）システムの開発を行っており1)3)、強磁性体用リモートフィールドセンサの識別性についてまとめた。

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高速増殖炉もんじゅの蒸気発生器(SG)伝熱管の渦電流探傷(ECT)システムの開発課題の１つに探傷中に発生するノイズがあるが，プローブの先導ケーブルおよびセンサ部の調芯機構を見直すことで，ノイズを低減できる見通しを得た。

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The present paper presents the main aspects of the numerical simulations of the remote field eddy current (RFEC) in the in-service inspection (ISI) of Monju steam generator tubes (SGUs). Two dimensional (2D) and three dimensional (3D) finite element (FE) codes are used to simulate the RFEC signal of outer discontinuities in Monju evaporator SGUs. The 2D and 3D numerical results are compared with experimental measurements. The performance and accuracy of the 2D and 3D code are analyzed concerning the following factors: mesh pattern, boundary limits, convergence errors, element interpolations order and others

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第2報ではマルチコイルECTプローブより画像化した信号に対して、画像処理法の一つであるテンプレートマッチングを応用したき裂位置同定手法を提案した。本報告では、同定された位置近傍に分布する測定ECT信号よりき裂形状の再構成を行ない、プローブ性能を評価する。

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第1報では複雑形状の金属構造物に適用可能なECTプローブ開発を目的としたマルチコイルECTプローブを試作し、表面人工き裂試験片において空間分解能3mm、識別可能深さ3mmを達成したことを報告した。本報告では、画像化したECT信号に対して、画像認識技術を応用したき裂位置同定手法を提案する。

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2励磁コイル方式を採用した厚肉金属部対応ECTプローブは、従来識別限界であった深さ5mm以上のき裂の識別能力をもつ。深いき裂や近接複数き裂などを人工的に施したSUS304試験体を測定し、得られた信号を用いて、き裂深さサイジングを行う。深いき裂に対するサイジングが十分な精度で可能であることを示す。

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本研究では、従来の２つの励磁コイルを用いる厚肉用プローブの改良型として、フェライトコアにより２つの励磁コイルを磁気的に結合したプローブを開発した。試験体として鋼板に設けたSUS304深さ15mmのEDMスリットを用いて、従来のプローブより、検出感度が+16%向上することを確認した。

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原子炉内構造物の検査には、水中、耐高放射線、高速性、高精度化が要求される。本研究は、このような条件下で高速に非接触に検査ができる渦電流探傷法に着目し、一様な渦電流分布を持つプローブを開発し、厚板への適用性を検討した。基本的な特性として、検出特性、分解能を評価し、次に疲労き裂、SCCの検出特性を評価した。この結果、き裂を高感度で検出でき、かつき裂の評価特性を明らかにした。これらの結果について報告する。

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ECTカメラによる多チャンネルインピーダンス信号を用いて、通信ネットワークを介した迅速診断システムの構築をおこなっている。迅速診断システムは検査機器の高機能化にもとづく検査機能のモデル化を通じて、逆問題解析による高精度なき裂のサイジングを行うことを目的としている。き裂の高精度評価は２段階で実施した。第１段階では、ECTの２次元信号を正則化技法により、近接き裂の信号分離を行い、表面き裂の枝分かれや、き裂進展の概要を把握し、き裂形状のモデリングを行う。第２段階においては、き裂形状モデルと検査機能モデルを融合して、深さ方向のサイジングや、導電率、透磁率などの物理パラメータの推定を実施し、高精度なき裂形状を実現するアルゴリズムを構築した。開発したアルゴリズムの有効性をSCC試験片データを通じて検証したので報告する。

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耐放射線性にとりわけ優れたＦ（フッ素）含有石英コア材料を用いたイメージガイドを応用して、ワイヤー方式による回転機構を先端対物部に組み込んだファイバスコープシステムを開発し、原子力発電プラントで適用性評価試験を行った。

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実機プラントにおける炉心特性監視の重要性が高まってくることから、炉内計測信号と炉心動特性モデルを組み合わせて、炉心流量評価、炉心安定性評価、温度反応度係数、ボイド反応度係数算出等を推定する新しい炉心監視手法の開発を進めてきた。近年、運転効率向上の為、熱出力定格運転が実施されている。熱出力増加に伴い、プラント出力制御安定性が問題となる場合がある。これは、熱出力増加に伴い主蒸気加減弁の開度が大きくなるため、開度／主蒸気流量の非線形特性を、制御系ゲインの一つである傾斜調定率で補償しきれなくなる場合に対応する。本報ではこのプラント出力制御安定性評価に重要な傾斜調定率に新たな評価手法を適用し、その検証及び有用性を述べる。

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原子炉プラントでは設備の健全性を確認するための超音波を用いた非破壊検査の方法の一つとしてEMATが使われている。しかしながらEMATの検出信号レベルは低く、改善が望まれている。検出信号レベルはEMATを構成する永久磁石の磁場を強くすることによって高くなるが、永久磁石によってできる磁場は最高で約1.5Tであり、EMATの信号強度をこれ以上高めることは難しい。また、永久磁石は厚さが薄くなると磁力が弱まりSH波(horizontally polarized shear wave)用EMAT等においては高周波化が困難である。そこで、永久磁石をパルス磁場発生コイルにすることで、これらの問題を解決することを検討している。
パルス磁場発生コイルに流すパルス電流をPFN回路を用い発生させ、SH波用EMATの磁場発生コイルにすだれ状電極を使用したところ最大磁場1.7Tとなる周期的磁場を作り出すことが出来た。
今後はパルス磁場発生を用いたEMATを試作し、S/N比の向上や超音波の高周波化の観点からその有用性について報告する。

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原子力プラント機器の表面欠陥を迅速に検査するため、非接触で広域一括検査できる、ESPI法*を応用した検査技術を開発中である。本報告では、弾性波励起手法として積層型圧電素子を用いた探傷ヘッドを試作し、装置基本性能を検証した。また、パルスレーザ照射励起の弾性波の計測を検討し、表面欠陥の検出が可能なことを確認した。*ESPI法：レーザスペックルパターン干渉法

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BWR安定性評価手法のベンチマークのため、Forsmark1/2号機において様々な条件下で実験が行われたが、実験CASE4で採取されたデータには安定性に関係の深いと考えられる周波数の近接した二種類の振動成分が観測された。従来法では、これらの振動成分を的確に分離することは難しい。本研究ではSVD法、ICA法を組み合わせた解析を行うことにより、LPRM信号の独立なノイズ入力に対する出力信号の推定を行った。また、分解されたこれらの独立信号に対して、AR同定法によるシステム同定を行い減幅比の算出などの解析を行った。

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SUS304鋼に関して、高温環境下（923K）で一軸引張圧縮疲労試験を実施し、その磁気特性変化の測定、観察を行った。得られた結果から、磁気的手法による高温環境下疲労損傷診断の可能性を検討する。

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再臨界問題排除の技術的見通しを得るためのEAGLEプロジェクトの炉外試験シリーズにおいて、模擬燃料物質としてアルミナを用いた試験を実施し、ナトリウムを用いない体系での模擬燃料物質としての適用性を確認した。

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FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るためのEAGLEプロジェクトを進めている。IGRを用いた2kg規模の燃料溶融技術を確認するとともに、溶融燃料による排出経路壁の破損挙動を調べるための炉内中規模試験（WF試験）を準備を進めた。

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Na中へ水が漏えいすると、高温のNa_-_水反応ジェットを形成する。伝熱管損傷の評価においては、反応ジェットと伝熱管の伝熱特性の解明が重要である。本研究では、 実験により伝熱現象を考察し、安全評価に適用可能な実効熱伝達率の実験式を導出することを目的とする。Na_-_水反応試験装置による実験ではSG管束部を模擬した試験体を反応容器内に設置し、そこでNaと水を反応させた。試験体は、初期破損模擬管１本、熱伝達率測定用の計測管２本およびダミー管40本が配列される。熱電対は外壁面から0.7mmと3.3mmの深さと外壁面から2mm浮かせて設置した。実効熱伝達率hは、非定常熱伝導方程式に基づき、計測管内の２点の温度から計算する。hと温度の相関よりNa単相流の熱伝達率相当と考えられるhが一定になる領域と、反応ジェットの熱流束を表す傾き-1の領域が確認できた。一方、反応ジェットを水素（気相）とNa（液相）の二相流でモデル化して、実験式を導いた。

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