日本で想定されるいくつかのモデルサイトに対し地下貯蔵形式が構造的に正立巣かどうかについて評価した上でコストなどのフィージビリティスタディをおこなう。

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コンクリートキャスクの耐震性能や燃料の地震時応答特性を評価するため、大型３軸振動台を用いて、上下動やバスケット内のガタ振動を考慮した実物大コンクリートキャスクの耐震試験を実施した。

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使用済燃料輸送・貯蔵キャスクの蓋密封部に使用される金属ガスケットの密封性能に微小な繰返しずれ変位が作用した場合の影響を評価するため、未劣化金属ガスケットを用いた蓋密封部のスケールモデルによる動的な繰返し荷重試験を実施し、その漏えい特性を確認した。

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使用済燃料輸送・貯蔵キャスクの蓋部に設置されている金属ガスケットは、微小なずれ変位に対する密封性能の低下があるとの報告がある。ここでは、動的解析コードLS-DYNAを用い、実際の輸送時加速度をキャスク蓋部モデルに付加して、キャスク輸送時における蓋部の挙動について確認した。

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使用済燃料乾式貯蔵設備において、建屋の内外で空気中の塩分濃度等を測定した。取得したデータは、コンクリート製貯蔵容器内に収納したキャニスタの応力腐食割れ評価に活用する。

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高速増殖炉実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却炉の2次系簡素化概念が検討されている。2次系簡素化により、放射化されたナトリウムと水蒸気の間で熱交換されることから、その熱交換器は優れた構造健全性を有している必要があり、仮に熱交換器の伝熱管にき裂が発生した場合におけるき裂の進展挙動を把握することが重要となる。本検討では、2次系簡素化概念の一つである固体銅接合型蒸気発生器の矩形伝熱管部におけるき裂進展挙動を把握するためにガス加圧によるき裂進展試験を実施した。試験結果および実機を対象とした弾塑性解析結果より、実機条件においてき裂が伝熱管を貫通してナトリウム_-_水反応が生じる可能性は非常に小さく、2次系削除のできる熱交換器として矩形伝熱管型の固体銅接合型蒸気発生器が有望であることを示した。

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伝熱管の微小なキズからのRFEC 信号を筆者らが開発した３次元の有限要素法渦電流解析コードを使って解析し、最適な検出が可能な小さな垂直コイルと水平コイルからなるマルチタイプの検出コイルを製作した。

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強磁性の蒸気発生器伝熱管には、リモートフィールドECTが用いられる。一般に、内挿型ECTプローブによる欠陥検出性能、特に空間分解能を向上させるには、プローブの円周方向に小型コイルを多数配置したアレイ型プローブが用いられる。しかし、リモートフィールドECTは原理的に微弱な信号を取り扱うため、小型コイルでは欠陥信号の検出が困難である。本報では、近年、小型・高性能化が進んでおり、フラックスゲートセンサを検出コイルとして適用させた場合の欠陥検出性能について報告する。

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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。昨年度、新型検査装置の製作を終了し、機能試験が実施された。この機能試験で得られた結果を報告する。

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高速増殖炉「もんじゅ」の過熱器伝熱管の渦電流探傷検査で使用されている、マルチコイル型ECTセンサの特性、検査システムの概要及び得られたきず信号の波形例について説明する。

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蒸気発生器伝熱管の高温の環境下におけるECT法とRF-ECT法の伝熱管体積検査への適用性を評価した。センサプローブは検査期間中の耐熱性を確保できると共に、高温での欠陥検出性も確保できることからFBR実用炉に適用できる見通しを得た。

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ナトリウム冷却炉の実用化時に、その健全性確認のため、光を通さないナトリウム中を目視する技術開発が必要である。本報では、ナトリウム中を目視するためにレーザを用いて超音波を検出し、水中にて０．２ｍｍ幅のスリットを検知できることを確認した結果を報告する。

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実用化時代のナトリウム炉で必要とされる炉内検査センサ搭載用の検査ビークルを開発した。小型でアクセス性に優れた遊泳ビークルを試作し、水プールで各種試験を実施した。水中試験では運動性能や検査姿勢の安定性の他、故障時の対策や遠隔操作システムについても検証を行った。

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JSFRへの採用が計画されている2重管SGについて、伝熱管(2重管)のISI機器に関する研究成果を報告する。

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ナトリウムの分析評価に係るデータベースを作成し、極微量の漏えいナトリウムをレーザ共鳴イオン化質量分析法で検出する一連のプロセスについて検討を行った。

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JRR-3の設備機器における保守データを活用し、設備機器の効率的・効果的な維持管理についての具体的な対策を検討した。

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減肉を代表とする非き裂状欠陥の健全性評価基準の策定に寄与するため、本研究では、３次元弾塑性有限要素法により、内面に全周減肉を有する直管の内圧破壊強度を解析した。まず、解析の信頼性を確認するため、筆者らにより別途実施された内圧破断試験を模擬し、その上で破壊強度に及ぼす材料や減肉形状の影響について検討した。その結果、破断内圧は材料の影響を受けること、また欠陥長さの影響については、配管径で基準化できることが示された。

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溶接部の残留応力評価の際には移動熱源３次元伝熱解析が必要となるが、この種の解析は熱源の位置を基準とした移動座標系にて扱うことにより計算効率が大きく向上することが過去に報告されている。この場合、伝熱方程式には移流項を付加することが必要となるが、これは数値流体解析技術を用いることにより簡便に達成することが可能であることを示す。また、熱源モデルとしてGoldakモデルを適用し、シュラウド溶接線の解析にて良好な精度で高速に解析が可能であることを確認した件を報告する。

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複雑な実機形状で想定される深い表面き裂、及び封止溶接施工後を想定した表面にごく近い内部き裂を対象に、ＦＥＭ解析による応力拡大係数（Ｋ値）を算出、既存の平板のＫ値解の適用性を検討した。

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確率論的破壊力学と財務的手法に基づいて、軽水炉保全戦略を最適化するためのシミュレータ開発を進めている。 このシミュレータは、軽水炉の主要機器、配管等を対象とした保全戦略を、安全性、信頼性、経済性(コスト及び収益)、社会的受容性の4つの観点を考慮して、総合的に最適化するための情報を提供する。

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LRFD手法を計算コード化し原子炉配管設計及び保全計画に適用した。その結果、従来と比べて、配管肉厚を薄くできる可能性があり、破損確率と安全裕度の関係を明確に示すことができる。破損確率の時間変化を予測でき、目標破損確率を検査基準として考慮することにより合理的に検査計画を策定できる可能性がある。

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原子炉冷却系構造材の三次元詳細振動・腐食機構解析技術の確立を目的に、三次元詳細流体解析、熱解析に振動解析あるいは腐食解析を重畳させた構造材料の腐食損傷解析手法の開発に着手した。原子炉の主要構造、配管内での流動状況を解析し、その結果に構造材との連成振動解析、ラジオリシス解析あるいは脱酸素反応解析を重畳させ、主要部の疲労および腐食環境評価を行う。さらに、流動加速腐食を取り上げ、問題箇所の摘出と当該箇所での腐食減肉速度の定量化に挑戦する。本発表では、経済産業省の提案公募事業における振動・腐食機構解析開発の開発目標と特徴についての概要を紹介する。腐食環境評価因子として、腐食電位を取り上げ、応力腐食割れの問題発生箇所を予測すると共に、流動加速腐食の問題発生箇所についても適用する。

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　BWR冷却系構造材の応力腐食損傷の評価指標としてよく用いられている腐食電位(Electrochemical Corrosion Potential : ECP)は、原子炉でのラジオリシス解析と求められた放射性分解生成種濃度を用いた混合電位モデルに基づいて、数値解析で求められる。本発表では、流体力学モデル（Flow Dynamics Model : FDM）と連携させ、原子炉内外の詳細な流動パターンを求め、流れに沿ってのラジオリシス反応を解析するものである。給水系、浄化系などの低温域から炉内の高温域まで、さまざまな線量率場での主要な放射性分解生成種濃度を求める。　さらに本解析コードを拡張させ、ヒドラジンと酸素の反応計算を付加して、BWRのみでなく、PWRの二次冷却水中での酸素濃度を中心とする化学種濃度分布を計算可能として、炭素鋼の流動加速腐食の評価への適用を目指す。

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上記ラジオリシス解析結果として得られた冷却系主要箇所の構造材表面での酸化種濃度の分布を用いて、混成電位モデルに基づく、腐食電位分布の定量化を行う。BWRの原子炉冷却水中では、腐食環境は過酸化水素によって決められる。酸素雰囲気の場合、アノード分極特性は酸素濃度により大きな変化は見られないが、過酸化水素ではその酸化により、アノード分極特性が高電流側にシフトする。本解析では、構造材表面での酸化種濃度を採用すると共に、酸化種濃度によるカソード分極特性の変化のみでなく、アノード分極特性の変化も考慮して腐食電位を求める点が特徴である。

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原子炉冷却系構造材の三次元詳細振動・腐食機構解析に適用できる三次元気液二相流解析手法の開発に着手した。配管および機器における二相流の構造連成振動や腐食環境評価を目的とする。構造連成振動解析には二相流解析と粒子法による固体運動解析のハイブリッド手法を用いる。腐食評価には拡張二流体モデルをベースに流動加速腐食に関わる二相流中の物質輸送およびキャビテーションやミスト衝突による衝撃の予測手法を開発する。本報告では、湿り蒸気の配管においてオリフィスにおける臨界流と低圧雰囲気の下流に生じる超音速ジェットの数値解析を行い、ミストが加速されるメカニズムを検討した結果について述べる。

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海水ポンプへの状態監視保全（CBM）導入を目的として、超音波式振動計による軸振動の監視により軸受の摩耗状況を推定する診断装置を開発した。実機ポンプに対して定期的な振動監視を開始し、適用性検証を実施中である。

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本研究では破壊力学及び数値電磁非破壊評価学の観点から，渦電流探傷法の状態監視技術への応用を検討する．破壊力学によるき裂進展評価結果を渦電流場数値解析の際の３次元き裂モデルに組み込むことで，き裂進展による渦電流探傷法信号を仮想的に求めることができる．その上で実際の測定信号を比較することにより，き裂形状の時間的変化を推測することが可能となる．沸騰水型原子力炉炉内構造物で用いられるオーステナイト系ステンレス鋼を用いて手法の実証を行う。

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超音波を使用した表面応力測定技術の開発について報告する。これまでの超音波法による表面応力測定技術では、Ｘ方向とＹ方向の応力値の差である主応力差のみが測定される。今回、Ｘ方向とＹ方向の主応力を分離して測定する手法を開発した。さらに、引っ張り試験機を使用して試験片に応力を付与し、応力値を超音波法を使用して測定したところＸ線応力測定装置と同等の測定結果が得られることが分かった。

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ＢＷＲの炉底部には形状が複雑な溶接線が存在し、応力腐食割れ（ＳＣＣ）の発生事例も報告されている。本発表では、日立で開発した炉底部点検に使用する目視点検用ビークル、ＵＴ、ＥＣＴ装置の例について紹介する。

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ＢＷＲの炉底部には複雑形状の溶接線や炉内からのアクセスが容易ではない部位が存在し、応力腐食割れ（ＳＣＣ）の発生事例が報告されている。本発表では、このような部位に発生したＳＣＣの超音波探傷技術について紹介する。

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ＢＷＲの炉底部には複雑形状の溶接線や炉内からのアクセスが容易ではない部位が存在し、応力腐食割れ（ＳＣＣ）の発生事例が報告されている。本発表では、このような部位に発生したＳＣＣの超音波探傷技術について紹介する。

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ＢＷＲの炉底部には複雑形状の溶接線や炉内からのアクセスが容易ではない部位が存在し、応力腐食割れ（ＳＣＣ）の発生事例が報告されている。本発表では、このような部位に発生したＳＣＣの渦電流探傷技術について紹介する。

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原子力発電プラントの起動試験では、主要制御系の設計段階にて実機挙動を予測し、予め適切な制御系パラメータの評価を行い、実機特性ならびに制御性能の評価を行なう必要がある。こうした必要性に対して、日立はこれまで、主要制御系の実設計において動特性解析コードの適用実績を積み重ね、これらの実績をもとに、より発展した解析コードやシミュレータの開発・検証も行なってきている。本発表では、以上の最新のABWR設計における事前予測解析/設計手法、および、起動試験実績について、北陸電力殿志賀２号機への適用実例をもとに報告する。

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北陸電力志賀発電所２号機における主要制御系及び自動化の概要と起動試験結果を報告する。

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北陸電力志賀発電所２号機の起動試験における臨界制御および昇温昇圧制御実績を起動特性評価用動特性シミュレータAUTSIMUで解析し、良好な模擬性能を確認した。

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改良した原子炉過渡熱水力解析コードTRACGで北陸電力志賀発電所２号機の起動試験を解析した。圧力の過渡変化を良好に再現でき、改良モデルの適用性を確認した。

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地震PSA上重要な電源盤、制御盤等の８種類の盤と、盤内に取付けられる電気部品のうち、電気機能上クリティカルと考えられる電気部品を対象に設計レベルを大きく超える加速度で加振試験を行い、機能喪失加速度及び損傷モードを把握した。

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電気品（盤）を対象とした実機試験及び盤内の電気部品を対象とした部分試験の結果から部品毎の耐力中央値及びばらつきを評価するとともに、電気部品の耐力データと盤の応答解析を用いた耐力評価手法を構築し盤の耐力評価を行った。

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地震ＰＳＡ上重要な機器である大型立形ポンプの耐力を評価するため、実プラントで使用される原子炉残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプを対象とし、大型振動台による地震波加振試験を実施した。その試験結果概要を報告する。

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本研究では，配管系の地震時における強度評価手法としてエネルギーの釣合いに着目し，その適応性の検討を行っている．これまでの研究より，エネルギーの釣合いに着目することで，配管系の動的強度評価が行える可能性を確認した．本報では，数時間オーダーの振動試験により単純な一質点系モデルを疲労破壊させ，その結果をエネルギーの釣合いに着目し検討したので報告する．（(1)，(2)は2006年春の年会で発表済みです）

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沸騰水型原子力発電所において、上下方向の地震動による燃料の挙動を明らかにした上で、水平上下同時加振時の制御棒挿入特性を明らかにする。

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非破壊検査技術の１つの方法として超音波探傷がある。電磁超音波探触子（EMAT）は被検体に対して非接触で利用でき、高温環境下でも使用することができる。その一方、ピエゾ型超音波素子に比べて十分な信号強度を得ることができなかった。EMATは、通常コイルと磁石から構成されている。この磁石型EMATは、磁石の性能によって信号強度や発生できる超音波周波数が決まっていた。そこで、新たに磁石をコイルに置き換えた磁場コイル型EMATの開発を行った。磁場コイル型EMATは、磁場コイルと送信コイルからなる2枚のコイルから構成されており、高周波化や高出力化が磁石型EMATより容易であると考えられる。これまでに、500KHzの送信周波数に対して、磁場コイル型EMATは、磁石型EMATの1.3倍の出力を得ている。今回、欠陥の検出分解能を向上させるために、横幅2mm縦幅10mmの微小コイルをアレイ状に並べた磁場コイルを試作した。幅2mmの磁場コイル型EMATでは、1.5MHzの表面SH波を発生させることができ、磁石型EMATと同程度の出力を得ることに成功した。今後は、更なる高周波化と高出力化に対して磁場コイル形状を検討し、欠陥に対する超音波の伝播特性について調べていく。

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Abstract: Crack detection in large pipes is an important issue in piping system of nuclear power plant. The NDT method using electromagnetic waves has capability for detecting defect in large structures or large pipes. Through this study the method of electromagnetic waves to detect small circumferential crack in straight pipe was demonstrated.

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著者らはこれまで自然き裂の渦電流探傷による検出および診断手法に関する研究をしてきた。今回き裂の方向性に依存しない回転渦電流を用いた検査手法について検討したので報告する。

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　概念設計を進めている高速実用炉の蒸気発生器は大型である。安全性を高めるため２重伝熱管を採用する予定であり，このため製作上の問題が少ない直管型を選定した。伝熱管内部の高圧の水・蒸気を上方へ流し，下方へと向かう２次系ナトリウムと熱交換させる。蒸気は上部プレナムからタービンへと向かうが，このプレナム室を構成する管板は大型となるため，高圧を少ない物量で効率的に支えられるよう球形管板を採用した。球形管板は，構造解析上は中央部と外周部で曲率が異なる３次元形状として扱うこととなる。荷重条件としては熱過渡による熱荷重が支配的となる。この３次元形状の球形管板に関しては，設計手法が確立しておらず，規格・基準が存在しない。　そこで本研究において，球形管板の設計条件を明確にするとともに，既存の平管板に関する知見を踏まえつつ，設計手法として (1) 部分孔空きモデルを用いた精緻な非弾性解析評価法 (2) 孔無しセクタモデルを用いた簡易な弾性解析評価法を開発した。これら2つの評価法を用いて蒸気発生器の球形管板の設計評価を進めている。

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FBR実用化調査戦略研究において検討されているNa冷却高速増殖炉(JFSR)に採用されている主要コンセプトであるポンプ組込IHXの振動試験を5ヵ年で実施してきた。2005秋の大会にてポンプのかわりに内部加振器を設置して実施した試験の結果と解析コードとの比較について報告した。2005年度にポンプを用いた振動試験を実施した。本試験の目的は機器側の振動応答特性から、内部加振試験の結果やFEM解析によりポンプ回転や流動によって発生する振動の加振源特性を明らかにすることである。(1)ではポンプ水力特性、ポンプ運転に伴う振動応答特性について報告する。75万kWクラスのポンプ組込IHX用１次主ポンプの1/4縮尺のスケールモデル試験体を設計・製作し、試験に供した。試験体は軸受仕様などを一部実機と異なる仕様としているが、主要寸法は実機の1/4倍、水力特性は実機と相似（流量：1/16倍、回転数：4倍、揚程：1倍）な設計となっている。機器の固有振動数は相似則より実機の4倍でこれはポンプ回転数の4倍と一致し、両者の振動周波数の相対関係は維持されている。ポンプは回転数制御型のモータにて450_から_2960rpmの間で運転された。ポンプ回転数に対して、流量、システム揚程、吸込揚程に関する無次元流量係数を設計点と一致させることができた。ポンプ回転数を100rpmずつステップ状に変化させて振動データを取得し、ランニングスペクトルなどに整理して分析を行った。ポンプ運転に伴うN成分及びNZ成分については予想とおりの周波数特性が得られた。また、その他の応答ピークは試験体の固有振動モードに一致すると考えられるが、加振器試験では励起されなかったモードも幾つか応答しており、これらは実機において励起されることを考慮すベき振動モードとして設計・評価に反映していく必要がある。

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(1)ポンプ振動試験の結果に引き続き、FEMによる振動特性評価の結果と考察、FEMを用いたポンプ加振力の推定などについて報告するものである。振動解析にはFINASコードを用いた。これは3次元形状の流体要素を直接モデル化し、その圧力振動を計算するとともに、構造との間に境界要素を介することで流体の圧力振動の構造側への伝播をモデル化することができるコードである。2005秋の大会では内部加振器試験をFINASコードで評価した結果、一部を除いて高い精度で固有振動数を評価できることを報告した。なお、試験と解析間の誤差要因についてもほぼ把握されている。その後、内部加振試験に相当する応答解析を実施し、センサ位置におけるコンプライアンスがほぼ一致することが確認された。解析精度向上のためのモデル改良とともに、ポンプ試験体、試験体架台一式、ループ配管などを新たにモデル化し、ポンプ振動試験体の振動特性を評価した。ランニングスペクトルから試験で出現する応答ピークに相当するモード図を作成し、FEM解析結果と比較した。その結果、ポンプによる強制加振による応答モードを除いて、各応答モードが機器の固有モードに相当することが分かった。また、試験ではポンプ回転数に伴って固有モードの応答振動数が変化するものがあり、一般的な円筒シェル振動における圧力の影響によると予想される。また、ポンプN成分の加振力をFEM解析と試験結果を用いて定量的に評価した結果、ポンプ軸とポンプケーシングの相対振動振幅、ポンプ軸の剛体モードと曲げモードの重畳による機械的励振力とがほぼ一致することが分かった。ポンプ回転数と異なる振動数における応答ピークの振動源はポンプ以外の流動などによるものと予想される。今後、センサを追加するとともに条件を変更した試験を実施し、各種振動源の特性把握を実施する予定である。

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シビアアクシデント時のFP挙動及びソースタームを解析するMELCORコードについて、クエンチャ/ベント管モデルを含む4つのモデル改良を行い、BWR事故シーケンス解析により、モデル改良の影響として、解析終了時点までの環境へのFP放出量の低減等を確認した。

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JNESで改良したMELCORコードを用いて、シビアアクシデント時のFP生成移行挙動に関する総合試験（PHEBUS試験）解析を実施した。その結果、炉心から格納容器までのFP挙動及び熱水力挙動をほぼ再現でき、改良モデルの妥当性を確認した。

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JNESにおいて開発した炉心溶融物の熱力学データベースによりOECD MASCA試験解析を実施した。これにより、炉心溶融物の成層化解析におけるデータベースの有効性が示された。

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