設計段階でサーマルストライピング荷重による損傷を評価する場合、レインフロー法を利用した評価は負担が大きい。本研究は、パワースペクトル密度の統計的特徴量より疲労損傷量を簡易評価する手法として、Tovoが提案した手法を取り上げ、サーマルストライピング現象への適用性を調査し、簡便な設計指針構築の可能性を検討した。

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実用高速炉の構造健全性評価の精緻化を図るため，設計に供する非弾性解析手法の開発を進めている。基本方針に基づき，構成式，荷重履歴の取り扱い，設計評価法等を提案し，それらを体系化することによって“非弾性設計解析に関するガイドライン”の暫定案を策定した。

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設計研究中の実用高速炉の原子炉容器の液面近傍を模擬した構造モデル試験を実施するとともに，開発した設計用の非弾性構成式を用いて試験条件下のひずみの解析評価を行った。ひずみの計測結果， 弾性解析結果との比較を通じ， 非弾性解析により，累積非弾性ひずみが計測結果よりも安全側， 弾性解析よりも合理的に評価できることを確認し，開発した非弾性構成式を取り入れた“非弾性設計解析に関するガイドライン（暫定案）”が妥当であることを検証した。　

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熱ラチェットによる累積非弾性変形の予測精度向上のため、繰返し塑性構成モデルの改良を進め、従来モデルに比較して大幅に予測精度が向上するモデルを構築した。さらに、設計上の保守性を確保するため、材料特性の下限に対応した特性を与えるFDS用電中研モデルをとりまとめた。

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実用高速炉の構造健全性評価の精緻化を目的として非弾性解析の配管設計への適用性を検討した。その結果，エルボ要素を用いた非弾性解析により，精度の高い評価が行え，配管設計を合理化できる見通しを得た。

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本研究では，原子力施設内の機器・配管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．本報では，一質点系モデルの弾塑性振動実験を行い，エネルギーの振る舞いを検討した．

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原子力施設における機器・配管が、塑性／破壊に至る条件を明確にするため、エネルギに着目した動的強度評価法の検討を行なっている。エルボ要素の動的加振試験結果にエネルギ評価の考え方を適用した結果を報告する。

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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を用いた炉内大規模ドライ試験（FD試験）を実施し測定データの概略評価を行った結果、相当量の試験燃料が溶融後早期にダクト構造を通じて流出したと推定された。

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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プロジェクト炉外試験シリーズにおいて、燃料模擬物質のアルミナをナトリウム流路中へ流出させる試験を実施した。その結果、ナトリウムが存在する条件でも燃料模擬物質が速やかに流出することが確認できた。

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FBRの再臨界問題排除を目指したEAGLEプロジェクトでは、溶融炉心物質の炉心外への流出開始条件に焦点を当てた炉内中規模試験（WF試験）を実施した。本試験の測定データの分析評価を行った結果、溶融燃料から流出経路壁を模擬した構造材壁への熱流束は極めて大きく、従来の解析モデルの予想を大きく上回る伝熱促進メカニズムが早期の流出経路壁破損をもたらしているとの結論を得た。

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FBRプラント動特性解析コード（NALAP-_III_）の整備の一環として、蒸気発生器モデルにRELAP5/MOD3を適用する計画を進めている。本稿では、本モデルのもんじゅ総合機能試験40%負荷運転時タービントリップ試験(6)による検証結果を報告する。

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高速増殖炉における代表的な炉心損傷事象であるPLOHS及びATWSを対象に炉心健全性判断条件の検討を行なうとともに、炉心損傷回避条件をまとめた。

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実用化戦略調査研究におけるナトリウム冷却MOX燃料大型炉の主要候補概念として「改良型FAIDUS大型炉心」が位置付けられている。本設計オプションを対象としてCDAの代表的な事象であるULOF事故時の燃料流出挙動解析を実施した。本評価においては、最近実施されたEAGLE WF試験の知見を考慮した解析を実施し、その影響について検討した

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拡散律速による蒸発／凝縮挙動および大気泡界面を扱うモデルを導入したSIMMER-IIIコードを既存の炉心安全性試験および実機解析に適用し、安全評価上のモデルの特性を把握した。また、実機条件のように急速に蒸気泡が成長する状況では、非凝縮性ガスによる凝縮抑制効果は著しい影響を与えないことが示された。

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酸化物融体及びステンレス鋼融体を深い水プールに落下させる実験を行うとともに, 既存データも含めた検討を行い, 融体ジェット分裂におけるジェット分裂長と融体液滴径分布に関する実用的な相関式を得た.

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軽水炉の代替格納容器冷却アクシデントマネジメントの効果や格納容器内の放射性物質の挙動を解析評価するために、CFDツールを用いた格納容器多区画流動解析手法を検討した。

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IVR逆成層化時の圧力容器への熱負荷評価のために、解析により溶融デブリの熱流動を評価して従来の熱伝達相関式を補正することを目指している。本報では、適切な乱流モデルを選定するために、温度場2方程式モデルや局所平衡を仮定しないLES等により高レイリー数の自然対流試験を解析した。

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軽水炉のシビアアクシデント時に格納容器床に流出した炉心溶融物によるコンクリートの侵食量を、AM注水による冷却効果を考慮して評価する解析コードCOCOを開発し、模擬試験の結果と比較し、検証した。

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AM注水時のMCCI抑制過程で形成される固化クラストの破損応力を、OECD-MCCI計画のクラスト破損試験データから求め、実炉のAM時には注水ヘッドでクラストが破損する可能性があることを明らかにした。

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PWRプラントの停止時を代表する事故シーケンスについてMELCORコードを用いて事故進展及びソースタームを解析するとともに、格納容器イベントツリーを構築して、格納容器破損頻度を算出した。

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米国指針をベースにLOCA時のECCSストレーナの閉塞事象の評価手法を検討し、国内の代表BWRプラントについてストレーナ有効性の評価及び過渡応答解析を行った。

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BWRにおける一次系配管破断等により放出される流体が配管等の保温材を破壊した破片が原因で生じる、圧力抑制プール内に設置された緊急時炉心冷却系(ECCS)ポンプのストレーナ目詰まりがリスクへ与える影響を解析した。

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BWRにおける出力振動時の燃料挙動を明らかにするためNSRRにおいてこれを模擬した実験を実施した。DNBの発生に伴い被覆管の酸化と変形が生じるものの、短時間のDNBでは燃料の健全性が損なわれないことを示した。

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PSA対象事象として高レベル廃液貯槽の冷却機能喪失の発生頻度及び不確実さ評価を行った。

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高レベル廃液貯槽の冷却機能喪失の事故防止に係る構成機器，運転員対応等の発生頻度への影響度合いを把握するための感度解析を行った。

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ウラン加工施設への統合安全解析（ISA）の適用研究として、米国NRCのISA手順書等を参考に実施手順を検討している。本報では、ISA試解析により得られた事故シーケンスの特徴を基にしたIROFSの重要度評価法について述べる。

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ウラン加工施設への統合安全解析（ISA)の適用研究として、米国NRCのISA手順書等を参考に実施手順を検討している。本報では、実施手順検討の内、IROFSの機能喪失と重要度評価との関係について述べる。また、IROFSの重要度評価に基づく評価結果の保守管理への反映の考え方について述べる。

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MOX燃料加工施設の確率論的安全評価（PSA）手法開発の一環として、核燃料の質量収支、Pu富化度、工程間の移動を管理する計算機システム（管理計算機システムと呼ぶ）の信頼性評価手法を開発した。

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ＭＯＸ燃料加工施設の閉じ込め機能に係る技術的判断データを整備することを目的として、同施設の閉じ込め機能を担うグローブボックス（GB）の火災時の閉じ込め性を定量的に評価するためのデータの取得と評価モデルの検討を進めている。本報では、試験概要とGB構成材の熱分解特性データについての中間報告を行う。

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ＭＯＸ燃料加工施設の閉じ込め機能に係る技術的判断データを整備することを目的として、同施設の閉じ込め機能を担うグローブボックス（ＧＢ）の地震時閉じ込め性（漏えいの発生限界）を評価するためのＧＢ耐震試験を計画中である。本報では、ＧＢ耐震試験計画の概要についての報告を行う。

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本研究では，円筒内表面の減肉形状を周・軸方向に一様な深さの溝として模擬し，溝の長さを変化させて試験体に対する内圧破裂試験を行ない，あわせて有限要素解析(FEA)による予測と比較することにした．

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著者らは先に，定常温度揺らぎ下円筒内表面環状き裂の応力拡大係数(Ｋ値)範囲上限値を，簡易評価する手法を提案している．本研究では，その手法が軸方向き裂に対しても適用できることを報告する．

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原子炉容器の健全性評価に適用される加圧熱衝撃等の熱流体トランジェントの下では、母材が弾性応力範囲にとどまる一方、クラッドには降伏を超える熱応力が発生することがある。容器の健全性評価には応力拡大係数（K値）が必要であるが、この荷重条件でのK値はFEM解以外には得られていない。本報では、この荷重条件下のK値推定法を提案する。既存FEM解と比較し良好に一致した。

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加圧熱衝撃(PTS)等において原子炉容器内面のクラッドが降伏する場合の表面き裂に対する応力拡大係数(K値)について、新たに提案した推定法とFEMによる詳細解析結果を比較し、推定法の有効性を確認した。

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航空機のエンジンが高速でRCスラブに衝突する際に生じるスポール破壊に着目し、それを表現するコンクリート構成則の定式化と検証を試み、施設建屋の衝撃解析への適用性を検討した。

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ADSの不活性マトリックスとして期待されているZrNについて、その各種基礎物性に対する気孔率の影響評価を進めている。今回は、機械的特性に着目し、その内容を発表する。

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酸化物燃料の高燃焼度化やプルサーマルの推進により、燃料中のTRU元素の生成量は増加する。これらの酸化物燃料の特性変化を定量的に評価するためには、TRU酸化物の熱膨張、比熱、熱伝導率等の基本的な熱物性を取得していくことが重要であると考える。そこで、TRU酸化物の一つであるAm酸化物の焼結体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を測定した。Am酸化物の熱拡散率は温度の上昇と共に減少し、1173 Kと1273 Kの間で熱拡散率の不連続な減少が観察された。この不連続な減少は相変態による影響と推察される。測定後の試料のO/Am比は1.73であった。一方、AmO₂とAm₂O₃の比熱の推測値を用いて熱伝導率を算出し、Schulzの式を用いて理論密度におけるAm酸化物の熱伝導率を評価した。理論密度におけるAm酸化物の熱伝導率の評価値は1173 Kまでの温度領域において、温度と共に減少する傾向を示し、UO₂及び(U_0.8Pu_0.2)O₂の値よりも小さい値であることがわかった。したがって、燃料中のAmの増加は、燃料の熱伝導率を低下させる方向に作用することが本結果により明らかとなった。

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Xeイオン照射した酸化セリウムの表面形態の変化についてSEM、EDXにより観察、測定し、粒界近傍の優先スパッタリングと粒内割れ、Xeバブルの表面偏析等を観測した。

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JRR-3にて照射した粒子分散型岩石型燃料について、XRDによる相状態の確認、SEM及びEPMAによる燃料ペレットの表面観察を行った。低い照射温度では照射によるスピネルの分解は起こらないことが確認された。また安定化ジルコニア単相燃料は高い照射安定性を示した。

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ＴＲＵ核種に起因する燃料物質の発熱が簡素化ペレットＦＢＲ燃料製造工程に及ぼす影響について評価を行い、施設側の設計対応を示した。

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低除染燃料の相状態と物性に対する知見を得るため、分子動力学（Molecular Dynamics：MD）法による(U,Pu,Np,Am)O2の物性評価を試みた。様々な組成の (U,Pu,Np,Am)O2について、その熱物性を評価した。

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低除染燃料の相状態に関する基礎的なデータ取得の一環として、H₂O/H₂ガス平衡およびO₂ガス希釈を用いた熱重量分析により(Pu_0.91Am_0.09)O_2-xの酸素ポテンシャルを測定した。

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セル内保管中のAm含有MOX燃料の重量変化を測定した。その結果、Amを含有する燃料のO/M比が速やかに変化している可能性を見出した。

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原子力機構・大洗・照射燃料試験施設(AGF)では、Am-MOX燃料の遠隔製造技術を開発中である。ペレット重量変化測定の結果、物性に影響を与える重要な特性の一つであるO/M比が、速やかに上昇している可能性が示唆された。そこで、ペレットに対してX線回折パターンを遂次測定し、その結晶構造変化について評価したので報告する。

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Am含有混合酸化物燃料の遠隔製造技術開発として、ホットセル内において「常陽」照射用3%及び5%Am-MOXペレットの製造並びに照射燃料ピンの作製を実施し、小規模セルでの遠隔製造の成立性を評価した。

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窒化物燃料の物性及び電解挙動への核分裂生成物と不活性母材の影響を評価するため、FP元素としてMoを添加した模擬照射済み燃料ペレットと、不活性母材としてZrNを添加した燃料ペレットを調製した。

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窒化物燃料と乾式再処理に基づく核燃料サイクルに関する技術開発の一環として、Pdを添加したUNの各種基礎物性を評価した。

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窒化物燃料の物性値整備の一環として、窒化ウラン（UN）及び模擬核分裂生成物としてNdを添加した模擬照射済みUNの定常圧縮クリープ速度を測定した。

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溶融塩電解槽より回収したPu合金を原料に、国内初となるU-Pu-Zr合金スラグを鋳造した。品質検査の結果、密度はスラグ下部に向けて低下し目標仕様を下回ったものの、長さ及び外径は目標仕様を満足し、鉛直方向に組成のばらつきが小さいことを確認した。

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従来の高温ガス炉燃料である炭化ケイ素（SiC）被覆燃料粒子よりも耐熱性等に優れた炭化ジルコニウム（ZrC）被覆燃料粒子の開発が望まれている。本技術開発で実施するZrC被覆層の照射挙動の解明を目的としたZrC模擬被覆粒子の照射試験、照射後試験の計画及び燃料評価モデル開発について検討を行った。

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