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計画にて実施されたB4C試験の解析を実施した。これにより、炉心溶融物の成層化に対するB4Cの影響を試験と熱力学解析から示す。

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原子力安全基盤機構では、原子力発電所の出力運転時火災事象を対象とした確率論的安全評価（PSA）手法の整備を進めており、国内の代表的なBWR及びPWRプラントに対して同手法を適用し、おおよその炉心損傷頻度（CDF）を把握した。ここでは、評価手法、内容及び結果についてまとめた。

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4ループPWRプラントの定格出力時の地震時にける格納容器隔離の非信頼度を解析し、得られた非信頼度をレベル2PSAに適用して、格納容器破損確率に対する格納容器隔離機能喪失の寄与割合を解析する手法を検討した。

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本研究では、レベル3PSA手法の精度を向上させる観点から、BWRプラントにおける地震時のレベル3PSAを実施し、条件付平均個人リスクの特徴を検討した。

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平成18年9月に改訂された耐震設計審査指針では、設計用基準地震動を上回る大きさの地震動が生起する可能性を否定することはできないとし、地震による「残余のリスク」の存在について言及し、これを合理的に小さくする努力を求めている。また、地震随伴事象として津波に対する安全性の考慮も示されている。これらより、地震に起因する津波について、多量の冷却水を取得する必要性から海岸に立地する原子力発電所において、津波リスクがどの程度存在するのかを把握することが重要な課題である。本報では、原子力発電所の津波に対する確率論的安全評価手法の全体計画を報告する。

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原子力発電所に津波が到来し海水が敷地内に浸入すると、建屋外部に設置されている非常用冷却海水系の海水ポンプ等が機能喪失する可能性が生じる。同様に、津波による波力によって取水塔が損傷する可能性もある。これらの機器の機能が喪失すると、サポート系の機能が失われフロントライン系の機能も喪失する。この状況において起因事象発生により原子炉が冷温停止へのプロセスの途中にある場合、多くの緩和系が使えなくなる可能性があり、炉心損傷に至る可能性が出てくる。これらの事故進展について検討し、炉心損傷に至る事故シナリオを作成した。

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原子力発電所の津波PSA手法においては、津波によるプラント設備の安全機能の喪失の可能性について、各種損傷モードを考慮して評価することが重要となる。その際に、津波に伴う現象と、津波が作用する重要構造物の損傷モード（機能喪失モード）との関係を整理しておく必要がある。津波に伴う現象として、敷地沿岸部における押し波や引き波による水位変動、津波による土砂移動に伴う地形変化、構造物への津波波力や漂流物の衝突などが挙げられる。これらに係る重要構造物のフラジリティ評価方法を示す。

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原子力発電所を対象とした津波解析および被害評価の精度を向上させるために，解析コードの整備と合わせて，解析コードの適用性を定量的に示すための既往津波災害事例の再現性の確保が必須となっている．そのために，解析結果の妥当性の検証に用いる痕跡高データ（観測値）の再調査・見直しが求められている．そこで本研究では，過去に我が国に来襲した津波とその被災事例に関する歴史津波の研究資料の収集・整理を行ない一括検索可能なシステムを構築する．本稿では，データベース構築の手順とデータの審査方法についてまとめた．

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原子力プラント周辺で大地震が発生した際のプラント健全性評価及びプラント周辺地域の被害推定・情報伝達システム整備作業の全体概要とシステム整備計画。

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本研究では、サイト周辺に大地震が襲来した場合、周辺住民の避難に関する判断を支援するため、サイト周辺の地震被害、及び住民避難に関連する情報を迅速に伝達するシステムを検討した。 大地震後に屋内退避を超え住民避難が必要となる重大事故発生を想定して、住民避難の意志決定，避難計画の策定に資する情報処理を明示し、減災シナリオに基づく原子力防災情報システムの枠組みを構築し、災害対応を行う自治体職員等をエンドユーザーとして、プラント立地自治体と連携したシステム開発を実施した。

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本研究では、サイト周辺に大地震が襲来した場合の、周辺住民の避難支援に関する検討を行った。 何らかの要因で１次避難所が使用できなくなった場合を想定し、１次避難所に避難した住民を、より安全な２次避難所へ避難させる計画立案について検討し、災害時の時々刻々変化する状況を加味した、住民避難支援ロジスティックス機能を構築した。

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これまでの解析の経験・実績を活用し、プラントが設計レベル相当の地震動により停止した場合に、立上げの判断に資する解析評価を円滑に進めるため、入手データの生成・確認、解析作業、解析結果のチェック、評価結果の報告等を標準化及びシステム化することにより、一連の評価に係る作業の効率化を図った。

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大地震後のプラント健全性評価・情報伝達システムの整備の一環として、地震動カテゴリー4におけるプラント周辺地域の橋梁、道路等の被害推定及び避難経路推定機能の整備。

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茨城県では、全国に先駆けて核燃料加工施設の臨界事故を想定した総合的な原子力防災訓練を平成17年9月30日に実施した。この臨界事故では発生直後より放射線が施設外に放出され、敷地境界に設置されている観測局において周辺住民が避難しなければならない線量が観測され、緊急に行政機関が防災対策を決断する事態を想定した。この想定のシナリオについては、臨界量、臨界継続、被ばく評価などは参考文献としてJAERI-Tech 2000-074「JCO臨界事故における原研の活動」(2000)などを使用し、JCO臨界事故の教訓をできるだけ生かすとともに簡単な計算で作成できた。訓練の結果、県及び関係市町村による初動対応や避難住民への情報の充実などに関して、防災業務関係者の習熟などの訓練の所期の目的をおおむね達成できた。

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核燃料サイクル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)の地震時の閉じ込め性（漏えいの発生限界）を定量的に評価するためのGB耐震試験を進めている。本報では前報に引き続き、耐震試験結果について報告する。

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核燃料サイクル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、同施設のグローブボックス(GB)の地震時の閉じ込め性（漏えいの発生限界）を定量的に評価するGBパネル要素試験を進めている。本報では、グローブボックスのパネル一枚に着目した試験の概要と結果について報告する。

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核燃料施設に用いられるグローブボックスの火災時挙動評価に係わる試験・解析計画について、全体のスコープ及び現状での主たる成果の概要について報告する。

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核燃料サイクル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、同施設のグローブボックス(GB)の火災時挙動評価試験・解析を進めている。本報では、グローブボックスパネル着火確認試験の概要と結果について報告する。

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アクティブ試験において機器の待機除外時間（AOT）は，発電炉を参考として設定した。操業に向けて，再処理工場の安全上の特質を一層反映し，また，アクティブ試験中に蓄積された保守経験に基づき，非常用DG等のAOTの延長を検討している。延長に際しては基本的に決定論に基づくが，リスク情報を判断の参考とする。

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原子力機構のMOX燃料施設の火災・爆発防止設計について、最近の手法を用いて再評価を行った。

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原子力機構のMOX燃料施設の火災・爆発事故を想定し、最近の手法、評価条件を用いて一般公衆への放射線被ばく影響を再評価した。

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JNESでは、FBRプラント動特性・安全評価解析コードの整備の一環として、蒸気発生器(SG)モデルにRELAP5を適用する計画を進めている。ここでは、作動流体ナトリウム(Na)を模擬できるRELAP5/3DのSG解析モデルの「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による検証結果を報告する。

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JNESは高速炉線源移行挙動解析プログラムACTORの開発を行っている。本コードは高速炉事故時における燃料から1次冷却系への核分裂生成物（ＦＰ）の移行過程を解析するものである。この移行過程は、_丸1_燃料内から燃料外への移行、_丸2_ＦＰ気泡に随伴する移行、_丸3_1次主冷却系内冷却材流動に伴う移行過程からなるが、各移行過程につき制作した簡易モデルの結合により行った実機体系でのＦＰの移行の試計算について報告する。

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高速炉のレベル2PSAに適用する目的で、格納施設内におけるナトリウムと他物質との反応挙動や放出FPの挙動を総合的に解析するプログラムAZORESを開発している。実機相当モデルによる試解析の内容と今後の課題について報告する。

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金属燃料高速増殖炉において高燃焼度の燃料が溶融し被覆管から噴出する際、FPガスを含んだフロス状となる。本研究では模擬金属燃料を用いて溶融金属がフロス状で噴出する実験手法の確立を検討している。

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1次冷却材にナトリウム(Na)，2次冷却材に超臨界炭酸ガス(CO2)を用いたガスタービン発電高速炉概念における，Na/CO2熱交換器伝熱管破損時の炭酸ガスとナトリウムの反応挙動を把握するための実験研究成果を報告する。

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高速炉の事故後崩壊熱除去において重要なデブリベッドの運動特性に着 目した実験的研究を実施し、冷却材沸騰条件下でのデブリベッドの過渡 的な運動挙動、特にセルフレベリング現象の支配因子について基礎的な データを得た。

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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、EAGLEプロジェクトを進めている。IGRを用いた第2回の炉内総合試験（ID2試験）を実施し測定データの概略評価を行った。

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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、EAGLEプロジェクトを進めている。炉内試験の試験体内に設置した検出器と、炉出力測定用の検出器の2種類の中性子検出器の信号を分析し、溶融した燃料の移動情報が含まれているとの見通しを得た。

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再処理施設の確率論的安全評価（PSA）の手順整備に資するため、各種想定事象に対するPSAの適用研究を実施しており、従来の報告では、時間余裕を考慮した事象発生シーケンスの解析手順について報告している。 本報告では、放射性物質放出量の評価手順の検討結果について述べる。 　放射性物質放出量の算出は5因子法を用いる。5因子法に用いる各係数のうち、LPF（leak Pass Factor：放出経路で放射性物質量が低減される割合 ）については、対象工程の構成、事象の発生規模や伴う放出経路の状況に基づいて設定することがポイントとなり、特にLPFの特性と設定方法に着目して解析手順について述べる。また、公開されている設計データを参考に設定した工程仕様における試解析結果について述べる。

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JNESでは、高速炉のレベル2PSAで用いる現象ETの分岐点確率をより客観的に評価する手法として、現象相関ダイヤグラム法 (PRD: Phenomenological Relationship Diagram)を整備している。本会では、レベル2PSA で用いる現象イベントツリー展開手法を整備する観点から、PLOHS時に考えられる臨界超過事象に適用し、その機能を確認した結果を報告する(連続シリーズ第4回)。 PRDでは、_丸1_現象ET着目の着目分岐点を最上位事象とし最下位事象(素事象)までの因果関係を一定のルールに従って展開すると共に、_丸2_事象相互の関係を方程式系(関数ゲート)で記述し、_丸3_簡易解析などの定量情報を用いて素事象の取り得る値と発生確率を関数ゲートに従って演算することによって、_丸4_これを最上位事象まで積み上げて現象ETの着目分岐点確率を定量化する。　　 　今回は、高速炉のレベル2PSAの対象事象の中で、特に非線形性の強い即発臨界事象にPRDを適用し、崩壊熱除去機能喪失事象(PLOHS)での炉心損傷過程を現す現象ETを定量化した結果を報告する。

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ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術（レベル２PSA）を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル２PSAに必要な技術的根拠を整備する。

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ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術（レベル２PSA）を開発するため、炉心物質再配置過程の解析を目的としたMUTRANコードを開発中であり、その開発計画と現状について報告する。

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格納容器内事象解析コードCONTAIN/LMRに内蔵されているデブリ-コンクリート相互作用計算モデルの改良に資するため、プログラム調査等を実施するとともに、必要な検証試験について準備を開始した。

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格納容器内の事象進展に関する支配的現象を摘出するために、ナトリウム冷却高速炉のレベル２ＰＳＡで想定する原子炉容器溶融貫通時の格納容器内事象について、CONTAIN/LMRコードによる予備的感度解析を実施した。

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高速炉の炉心崩壊事故における様々な現象を詳細に解析するために、粒子法（MPS法）等にもとづいたコードを開発する。ここでは、平成１８年度の研究成果の概要を説明する。

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COMPASSコードの、多相・多成分系を対象とした相変化を含む熱流体モジュールの詳細設計及び開発を行った。開発の各段階で、基本的な計算機能を確認するための検証解析を実施した。

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COMPASSコードの、構造解析モジュールの詳細設計及び開発を行った。開発の各段階で、基本的な計算機能を確認するための検証解析を実施した。また、並列化についても検討を進めた。

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MPS法を基本とするCOMPASSコードが用いる流体力学モデルについて検討し、解法アルゴリズム、自由表面モデル、表面張力モデル等について改良した。また、ベンチマーク問題等の解析により、これらの基本性能を評価した。

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COMPASSコードが対象とする高速炉事故解析結果の、多相多成分系の複雑流動現象の可視化手法について検討した。

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高速炉CDA評価上重要な現象に着目した炉内・炉外試験を対象として、COMPASSコードの検証に適した試験の解析をSIMMER-IIIコードにより実施し、COMPASSコードの総合検証解析を行うための境界条件を決定した。

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金属燃料の共晶反応で重要となるFe-U-Pu系状態図をCALPHAD法により評価した。また、状態図に現われる金属間化合物の物性について第一原理計算で評価した。

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Cu-Ag系を取り上げ、両者が接する界面付近での原子の拡散やポテンシャルに着目し、これらの共晶における融点降下への寄与について明確にした。 シリーズ発表「新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発」の８件目となります．

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高速炉CDA時に想定される金属燃料の共晶現象を対象にFPMDコードによる試計算を実施し、コードの適用性と共晶現象の研究方法を検討し、問題点を整理した。

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Lubichによる演算子積分法を用いると各種の時間領域境界要素法の定式化が容易になる。ここでは、この手法を３次元中性子拡散問題に応用する。

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計算結果の精度を評価する一般的手順を示す。 このため、計算対象をシミュレーションする際の手順を分析し、誤差の入る要因を分類し、計算精度を評価する一般的方法を示す。

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超音波非破壊評価は、原子力機器や土木構造物など幅広い分野で利用されている非破壊評価法の一つとして知られている。その超音波非破壊評価法の数値シミュレーション手法として、時間領域境界要素法が利用されているが、解の安定性に関する問題も指摘されている。本研究では、その時間領域境界要素法の問題点を改善する新しい手法を提案し、逆解析手法に適用することを行う。

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経済産業省提案公募事業「革新的実用原子力技術開発費補助事業」“連成解析による気液二相流中構造物の振動・腐食評価手法の開発”を、平成17年度より平成19年度までの予定で進めている。本事業の目的は、三次元流体・熱解析に振動あるいはラジオリシス解析・脱酸素反応解析を併用した原子炉冷却系構造材の腐食損傷解析手法の開発である。今回は、以下の結果について報告する。BWR冷却系のダウンカマ周辺における腐食電位を、流体解析とラジオリシス解析とを併用することにより評価した。PWR二次冷却系に対しては、流体解析と酸素・ヒドラジン反応解析とを併用することにより酸素濃度分布を評価した。更にヒータドレン系における液滴衝突と腐食の重畳による配管の損傷を、二相流解析と実験により評価した。

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気液二相流中の構造物の加速度と二相流動による圧力変動、ボイド率変動を同時計測し、構造物の振動特性と二相流動特性との関係を検討した。測定した断面平均のボイド率はドリフトフラックスモデルにて予測できることを確認した。また、二相流動による圧力変動及びボイド率変動はスラグ流で大きくなること、更に、気泡流から環状噴霧流までの二相流中の縦置き円柱及び横置き円柱の変動抗力係数は、気液二相流の運動エネルギーに反比例することがわかった。

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気液二相流と固体の相互作用における荷重評価は、気液二相流を取り扱う機器・構造の健全性評価において重要である。本研究では、流動場については固体と顕著な相互作用をする気液界面を直接計算できる手法を採用し、固体挙動に対しては液体領域の追跡に用いてきた粒子法を適用した。気液二相流中の構造物の加速度や二相流動による圧力変動、ボイド率変動に関して、試験と解析の時間的・周波数空間的な比較を実施し、気泡流から環状噴霧流までの二相流場において、二相流動特性、固体挙動を解析により再現できる見通しを得た。

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