BWR燃料集合体内の蒸気-液滴系二相流を，CFDコードによりEuler-Lagrange手法を用いて解析した。スペーサ下流における非等方な蒸気乱流及び旋回流場を考慮し，非線形２次のk-εモデルを適用した。二相流動条件及びスペーサ形状パラメータが，蒸気流中液滴の燃料棒への付着特性に及ぼす影響を調べることにより，スペーサ形状設計の最適化に資する知見を得た。

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原子力発電所における地震時の原子炉炉心や配管等の安全性の検討は重要課題である。本研究では、地震発生時の原子炉炉心の安全性を検討することを目的に、数Hzオーダーの流体の脈動流および振動条件下における熱水力学的問題を、沸騰開始点（ONB）および限界熱流束（CHF)に着目し、実験的に検討した。脈動の付加によりCHFは低下する、一方、テスト部の加振によりCHFは上昇した。また、テスト部の振動加速度の増加に伴ってCHFは上昇した。

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サブクール沸騰において，そのボイド率は気泡径などボイド挙動がその値を決定することが知られているが，その関係は明らかになっていないため，ボイド挙動についての知見を得ることを目的とする．本研究では実験よりテスト部の熱流束，サブクール度，流量を変化させたときの過熱流路に沿った圧力損失を測定し，同時に加熱面上の気泡径をハイスピードカメラ用いて測定することで，ボイド挙動と流動の関係を明らかにする．

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超音速蒸気インジェクターは水と蒸気によって駆動する静的噴流ポンプである。蒸気インジェクターを非常用炉心冷却装置の一部として実機に適用した場合、蒸気インジェクターは外部電源が不要で駆動部を持たないので安全性、信頼性を向上させるものと考えられる。蒸気インジェクター内の熱流動を支配する主要素の1つとして、水・蒸気界面において発生する多大なせん断力に起因する乱流が挙げられる。そこで本研究では可視化テスト部を用いてSI内の半径方向速度分布および温度分布を算出した。また渦粘性モデルに基づき水・蒸気界面で発生する乱れの影響を考慮した一次元乱流計算モデルを用いて半径方向速度分布および温度分布を解析的に算出し実験結果と解析結果の比較・検討を行った。

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垂直狭隘流路内の飽和プール沸騰で伝熱面近傍の気液構造を微細導電プローブによって測定し，蒸気塊下の液膜厚さおよび蒸気塊滞留時間へのギャップ幅の影響を検討した．

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高速炉蒸気発生器の安全評価を目的に、伝熱管破損時に生じるナトリウム－水反応現象を対象とした数値解析手法を開発している。開発した解析コードSERAPHIMの検証解析を行うとともに、各種解析パラメータの影響を調査した。

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高速炉蒸気発生器で伝熱管が破損した際に発生するナトリウム－水反応における化学反応の定量化は重要な安全課題である。ナトリウム－水反応は対向流拡散反応実験によって調べることが可能であるが、反応をより詳細に解析するために、本研究では反応場における圧力をパラメータとした数値解析を行い、減圧により反応面の位置や拡がりなどの可視化・計測に関する実験条件の最適化を行った。

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Na-水反応現象での水蒸気ジェット挙動を理解することを目標として、化学反応がないナトリウムプール体系における円筒周辺のボイド率および伝熱実験からガスジェットと周囲ナトリウムの混合挙動を明らかにした。

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高速増殖炉では、炉心溶融事故発生時において、炉心燃料が全量溶融した場合においても、原子炉容器内での冷却保持（PAHR）がなされることが求められている。また、冷却ナトリウム中に放出された炉心燃料溶融物が冷却ナトリウムの高沸点で固化することが冷却保持における重要な課題である。既存の研究では、ジェットブレイクアップ挙動が冷却材中の溶融ジェット表面での微粒化挙動に多大な影響を受けるとされている。本研究では炉心溶融物の模擬物質としてのフロリナート（FC-3283）を、冷却ナトリウムの模擬物質としての水の中に射出することで冷却材中の炉心溶融物表面におけるブレイクアップ挙動の実験データを取得することを目的とする。ジェットブレイクアップ挙動はハイスピードビデオカメラを用いて観察する。ブレイクアップ長さは水面からジェット先端速度が急激に減少する点までの長さで定義する。ブレイクアップ長さにおけるジェットの速度と径の効果は実験的に調べる。実験結果と既存の相関関係の適用を含む解析的検討から、ジェットがガスを巻き込んでいる場合を除いてジェットブレイクアップ長さはEpsteinの相関関係によく従う結果となった。

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ナトリウム冷却高速炉等の中間熱交換器から得られた実機データを用い、熱伝達率の実験相関式を導出した。また、低流量に対応した空気冷却器の熱伝達率式と本評価結果より得られた相関式を適用した場合の実機自然循環試験時の過渡解析を実施し、それらの実験式の適用性を検討した。

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Heat transfer and pressure drop characteristics of MCHE with fluid channels formed by S-shaped fins were calculated by CFD FLUENT code. Three central plates of heat exchanger were simulated. The simulation results were compared with the previously obtained experimental data.

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In the previous study, the microchannel heat exchangers with S-shaped and zigzag fins designed for recuperators of a carbon dioxide gas turbine cycle were experimentally investigated the thermal-hydraulic performance. However, the Prandtl number dependency of Nusselt number correlation was not found. This study has been carried out to confirm its dependency by expanding the range experimental conditions.

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地球規模での環境問題において、エネルギーの効率的利用は重要である。中でも熱交換器は、原子炉において数多く使用されるなど、様々な熱エネルギー機器に関与しており、エネルギーシステムの主要構成要素の1つと言える。近年、熱交換器は伝熱性能向上の方策の1つとして伝熱管の細径化が注目されている。本研究は、小型熱交換器に用いられる極細管群内の流動挙動及び伝熱特性を実験的に検討すると共に、汎用熱流体解析コードであるSTAR-CDを用いて数値解析をい、熱交換器の伝熱性能の向上及び流動動力低減化の基礎情報提供を目的としている。直径1mmの細管を用い、1行5列及び5行5列のInline配列で熱交換器を模擬し、管群内の流動挙動及び熱伝達を可視化実験及び加熱実験により調べた。また、STAR-CDによる数値解析結果と比較検討を行った。

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高温ガス炉用のコンパクト高性能プレートフィン熱交換器に関して、伝熱流動試験及び解析による伝熱性能評価結果について報告する。

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導熱性の機能性プラスティックとステンレス鋼の組み合わせを用いるマイクロチャンネル型給湯器に関して設計を行い、現状の給湯器と性能比較しながら、新規熱交換器の優位性に関して発表する。

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多くの燐光剤の性質を調査した．また，その燐光の寿命を利用して水中の温度分布を測定した．粒子画像流速測定法との同時計測を実現するため，燐光染料を含有した粒子を作成し，温度測定を行った．

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液体金属流の４次元速度温度同時計測技術としてダイナミック中性子トモグラフィと命名した新計測技術を開発している。本発表では装置開発と基礎試験について報告する。

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本研究では、金属材料の生産過程や原子力システムの冷却系などの高温液体金属流動場の速度場計測のため、これまでに適用が不可能であった500℃を超える高温領域に対応した超音波トランスデューサの開発を行う。

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非接触法により，高速増殖炉もんじゅの冷却系配管外面に設置した温度計の測定値から配管内ナトリウム温度を実時間で予測する計測システムを開発するため，熱伝導逆計算法による数値実験を行い，実規模体系における計測システムの安定限界，予測精度を明らかにした。

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ハステロイ，アルミ，ステンレスなどの材料表面で発生するライデンフロスト現象を高速度カメラで観測し，液滴落下位置，温度が現象に与える影響を 系統的に調査した．

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静的デブリ冷却系において溶融炉心下面の除熱を行う傾斜流路チャンネルにおける沸騰熱伝達の流動と熱伝達率の関係を明らかにした。

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傾斜上昇流路二相流モデルを開発し、二相流動解析コードTRACGに組み込み、試験解析を実施してモデルの検証を行った。

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単一模擬燃料棒体系及び2×2バンドル体系下において低温時反応度事故の熱水力条件を模擬した過渡ボイド挙動試験を実施し、ボイド率の過渡変化に及ぼす模擬燃料棒体系の影響を把握した。併せて、急速加熱時の沸騰熱伝達データを取得し、ボイド挙動との関係を調査した。

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次世代FBR開発で検討されている直管型蒸気発生器の熱設計手法検証用データを得るために、設計仕様を簡略模擬した試験装置を製作し、最高19MPaの二相流条件での試験を開始した。本報では製作した試験装置と試験の概要について報告する。

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次世代FBR開発で検討されている直管型蒸気発生器の熱設計手法検証用データを得るために実施した高温高圧条件下での二相流特性試験の結果を報告する。

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FBR直管型蒸気発生器では、沸騰を伴う二相流の不安定性現象が問題となっている。そこで、BWR用動特性解析コードを改良使用し、蒸気発生器の設計条件に対する流動安定性予測評価の可能性について検討する。

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高速増殖炉「もんじゅ」などの沸騰伝熱プラントにおいて，仮に高温ラプチャーによる伝熱管の破損が蒸発器で生じた場合には，原子炉の停止に伴い蒸発器は冷却過程へ移行する．この冷却過程における局所高温領域での強制対流膜沸騰熱伝達特性に関する知見は原子力プラントの安全評価・運用・設計において重要である．そのため本研究では溶融鉛に浸漬させた水平方向の直管および曲管内に高質量流束・低クオリティーで水を流し，円管内表面の強制対流膜沸騰熱伝達係数を求めた．質量流束，入口クオリティー，伝熱管加熱長さ，遠心力，内径の大きさについて結果の比較検討をおこない，強制対流膜沸騰熱伝達係数の相関式を作成した．

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人工衛星や宇宙探査機の電源として、これまでは化学電池、燃料電池、太陽電池、RI電池が主に利用されてきた。しかし、将来の宇宙開発の高度化、大規模化を考えると、より大きな電力が長期にわたって要求されることは明らかである。本研究では、出力の大きさ、過酷な環境下での実績、小型化の可能性、寿命の長さ、熱利用の可能性などの観点から、原子炉が深宇宙における電源、熱源としての利用に最も適しているという認識のもとに、宇宙船の熱電供給システムについて検討した。宇宙船での原子炉の利用による大規模発電と熱供給が可能となれば、探査・開発の効率は大幅に上がり、有人での長期間の航行も可能となる。さらに長距離・長期間の移動に現在最も有効とされている電気推進の技術も利用することが出来る。現在考えられる主な原子炉のタイプの中で、宇宙での利用に際して最適なものを、高温な炉心で比較的小型軽量化の可能性の高い高速炉であるとし、また宇宙空間での利用と高速炉との相性を考慮して、原子力を利用する発電システムにスターリングエンジンを採用することにした。

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惑星間の航行を目的とした宇宙船においては、深宇宙で太陽光発電の利用が不可能であることを考えると原子炉こそが電源、熱源として適していると考えられる。本研究では、宇宙での原子力の利用にあたり、_丸1_理論熱効率が高い、_丸2_熱源を選ばないなどの特徴を持ち、既存のガスタービンよりも小型化の期待できるスターリングエンジンの利用が有効であると考え、Na冷却高速増殖炉を熱源とするスターリングエンジンを用いた発電システムおよび排熱系について検討した。

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　軽水炉の使用済み燃料から取り出されるMAを燃料に用いる超臨界CO2ガスタービン高速炉をエネルギー源とし、電気のほかに、回収した排熱と都市の廃棄物から高温発酵によりメタンとメタノールを製造することで燃料電池、自動車、火力発電プラントなどの燃料を供給する。これにより総合エネルギー効率として85％以上を実現するとともに、地球温暖化ガス放出量をゼロとし、都市と軽水炉の廃棄物をリサイクル利用するエネルギーシステムを構築する。

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超臨界二酸化炭素（CO2）タービンサイクルを用いる発電システムは、超臨界点近傍で圧縮仕事が低減されることにより、高速炉で実用化されている温度領域（500-600℃）において蒸気タービンよりも高い熱効率を達成できる可能性がある。しかしながら、これには20MPa程度の高いタービンガス圧力を必要としており、直接サイクルでは原子炉圧力容器の設計において、また間接サイクルではIHXの構造設計において困難が生じる。これを解決する方法として、超臨界を必要とする圧縮機及び高圧タービンのみを高圧として、原子炉またはIHX及び低圧タービンの圧力を若干下げる方法（2段タービンサイクルと呼ぶ）が考えられ、これについて達成し得る熱効率の計算を行った。原子炉出口温度527℃の場合に、サイクル熱効率の値は、圧力20MPa、2段タービンサイクル（高圧タービン20MPa／低圧タービン12.5MPa）、12.5MPaの各ケースに対して、42.62%、43.92%、45.06%となった。この結果、2段タービンサイクルの熱効率は、20MPaの場合よりは低いものの12.5MPaの場合よりは1.3%高く有用であることが明らかになった。

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　原子力と炭素資源（化石燃料・バイオマスなど）の両方を使用して協働的プロセスによって製造する水素を、燃料電池に供給して高効率で発電する方式について、その概念、特長、代表的システムの評価結果を報告する。 　吸熱の炭素＋水反応プロセスに原子力熱を与えて水素を生成する方法は、原子力の熱エネルギーが水素の化学エネルギーに転換され、この水素を燃料電池内で電気化学的に反応させれば、タービン発電など熱機関サイクルの熱力学的制限を受けない高効率の発電が可能になる。 　この原理の応用として、天然ガス・透過膜式水蒸気改質装置（メンブレンリフォーマー）にNa冷却原子炉から熱供給して水素を製造し、この水素をアルカリ燃料電池（AFC）に供給して発電するシステムについて、性能評価を行った。 　その結果、原子炉熱利用率60%・AFC発電効率60%の場合には原子力＋天然ガスの両熱量合計に対する熱効率は56%（HHVベース、以下同）、原子炉熱利用率70%・AFC発電効率70%の場合には同熱効率は68%と計算された。天然ガスの改良型コンバインドサイクル（ACC）発電の熱効率は50%（1300℃級）～53%（1450℃級）、Na冷却原子炉（出口温度約500℃）による熱効率は42%なので、本方式は熱効率的に優れている。さらに、天然ガスACCの高温・高圧に比べて、このメンブレンリフォーマー＋Na冷却炉＋アルカリ燃料電池方式は、中温以下・低圧で全てのプロセスが進行するため材料・設備が経済的になる。 　この協働的・電気化学的方式は、(1)両エネルギー資源を節減できる (2)化石燃料の燃焼がないためCO2発生量が少なく、改質反応時に発生するCO2もプロセス内で分離される (3)発電コストを低減できる、などの特長を有し、今世紀のように原子力と炭素資源を同時・並行的に使用する状況において有力な発電方法である。

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機能的情報をモデル化したMFMモデルを用いてプラント状態を図的に表示することの有効性を，仮想プラントDURESSを対象に実験的に検討した．評価には，被験者の操作パフォーマンス，主観的評価，および，注視点を用い，特に，エネルギー（熱）に関するプラント状態の確認に有効であるとの知見を得た．

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認識の誤りによるヒューマンエラーを未然に防ぐために，プラントにおける作業動作を模擬したタスクを実行させ，眼球運動計測装置を用いてその視線を追跡することでその評価を行った．また視線の挙動と作業動作や作業過誤との関係について考察した．

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プラントでの長時間にわたる繰り返し作業に伴って、作業者には、慣れ・習慣からくる集中の低下が予想される。本研究では、繰り返し作業の継続に伴う、作業の効率と作業過誤の推移を記録し、生体情報との創刊について検討した結果について報告する。

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原子力プラントの信頼性のさらなる向上のため、ＲＦＩＤ（Radio Frequency Identification）を活用した建設・保全システムの開発を進めている。電気ケーブルの結線は、現状では設計図面上のケーブルと現物のケーブルを人間系により照合し、多重チェックをしているが、ヒューマンエラー発生のポテンシャルを排除しきれていない。そこで、日立が開発した超小型のＲＦＩＤ、ミューチップをケーブルに装着し、図面ＣＡＤ(Computer Aided Design)と現物が同一であることを自動認識するシステムの開発について報告する。

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原子力発電所の定期検査では，管理区域内で用いる工具の出し入れを厳格に管理している．これは，管理区域内の機器や配管内に置き忘れたまま運転した場合，重大な事故を引き起こす恐れがあり，これを防止するためである． 現状，この管理は台帳に手書きで記載する方法をとっているが，全ての工具が管理区域から戻ったかを確認するのに手間取っていた．また，工具管理状況は日々点検し，さらに月次で報告書を作成して記録を残している．これも工事管理者にとっては，文書作成の作業の手間も大きいものであった．従って，これらの作業の効率化による，負担の軽減が求められていた． また，台帳による管理では，工具管理番号を転記するミスなどの，ヒューマンエラーの入る余地があり，工具管理の信頼性の視点からも人手をなるべく介さない管理方法が望まれた． そこで，我々は工事サイトの工具管理を効率化することを目的とし，ＲＦＩＤ技術に着目した．我々は，作業員一人ひとりのＩＤカードと工具一つ一つにＲＦＩＤタグを貼り，台帳の代わりに誰がいつどの工具を借りたのかを記録するシステムを開発した． このシステムを構築し，実際の現場に携わる方を対象に実証実験を実施した． その結果，以下の結果を得た． １．貸出返却処理の迅速化 ２．点検記録報告書等のドキュメント作成にかかる時間の削減 ３．管理番号の転記ミス，台帳の記入ミスが無くなり，管理の信頼性が向上

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本研究グループでは、BWR運転訓練シナリオの評価手法に関して継続的に研究を行ってきている。これまでに、認知工学的複雑度定義に基づき、フルスコープシミュレータのログデータから、シナリオの難易度を特徴づけることができることを確認している。本研究では、これまでのシナリオ特徴付け評価の一貫性の向上及び実用性の向上を目指して、シナリオ評価システムの開発を行った。開発したシステムはシナリオ評価の大幅な効率化を実現し、実務レベルで利用できることを確認した。

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発電所運転員を対象として、チームワーク向上のためにゲームを用いた訓練を行った。訓練中の発話記録から、訓練中に認められたコミュニケーションエラーとその回復の過程について分析した。

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原子力発電所の定期検査においてさまざまな機器の保守作業を行う上で必要となる技能について、原子力発電所の定期検査時の保守作業に携わる熟練作業者へのインタビュー調査を実施した。

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1999年9月に東海村で発生したJCO臨界事故の重要原因のひとつである社内臨界安全管理体制の崩壊は、1997年以降の不適切な組織構造改編及び人材配置によって加速されたものである。すなわち、激化する競争環境下での合理化の一環として1997年8月に実施された組織構造の改編によって、安全管理部門は品質保証部門と統合されてひとつのグループとして技術部の内に配置され、安全管理の独立性とリソースが薄められてしまった。また、これ以降の安全管理・品質保証グループのリーダは親会社である住友金属鉱山（株）からの短期出向者で、再転換業務及び安全管理業務に係わる知識と経験が浅く、原子力安全管理とりわけ臨界安全管理に必要な専門能力が不足していたという点において、適材適所の人材配置とは言い難いものであった。

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海岸付近に建てられたコンクリートキャスク中間貯蔵施設では、自然冷却用空気に塩分を含むため、ステンレス鋼製キャニスタのSCC(応力腐食割れ)を引き起こすことが懸念される。本研究では、自然冷却を阻害しない低圧損で流入塩分を低減できる装置を給気口に設置する方法を提案し、その効果を定量的に評価した。

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使用済燃料をコンクリートキャスク等で貯蔵する場合の長期耐久性に優れたキャニスターを提案する。通常のステンレス製キャニスターをチタン板で被覆する構造である。これによりステンレス製キャニスターの腐食や応力腐食割れの懸念が無くなる。従来、チタンとステンレス鋼の溶接においては、脆い金属間化合物が析出し、強度が不足することが知られてきたが、銅合金を用いることによってチタンとステンレス鋼との溶接を行い、接合部は十分な強度があることが判明した。コスト評価を実施した結果、本概念ではチタン使用量が少なく、低コストで製造できる見通しを得た。なお、本キャニスターの概念は、放射性廃棄物を処分する場合などで用いる容器の長期耐久性確保にも有効である。

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中間貯蔵施設への航空機落下により生じる局部破壊に伴う金蔵キャスクへの衝突荷重を算定するため、高速で飛来する航空機エンジン等の衝撃応答解析を行った。

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航空機エンジン等の高速衝突により発生する衝撃荷重に対する金属キャスクの密封構造への影響を評価するため、垂直姿勢および水平姿勢における金属キャスクの衝撃応答解析を実施した。

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長期の腐食劣化対策を施したキャニスタを用いた使用済燃料中間貯蔵施設につき、経済性及び冷却性能確保の観点から稠密化貯蔵の検討を行った。

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使用済燃料をボールト貯蔵方式で浅地下に貯蔵する中間貯蔵施設について検討している。昨年秋の大会に引き続き、本報では、キャニスタを２重化した場合の除熱性能評価について報告する。

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コンクリートキャスクを用いた使用済燃料の中間貯蔵では、貯蔵容器内部に収納されたキャニスタは、溶接により密閉される。中間貯蔵施設は、海岸に近い場所に立地されることが予想されるため、貯蔵施設内外の空気中には、海から飛来した海塩粒子が含まれている。コンクリートキャスクは、外気をそのまま内部に取りこみ、キャニスタ表面を自然対流で冷却するため、冷却空気中に含まれる海塩粒子がキャニスタ表面に付着する。キャニスタ溶接部に、海塩粒子が付着すると、応力腐食割れが発生する可能性があるが、これまでキャニスタ表面に付着する塩分量は、明らかにされていない。本研究では、塩水噴霧が可能な風洞内に、金属試験片を設置し、試験片上への付着塩分量を測定することにより、付着量の評価手法を構築することを目的としている。本報告は、第１報として、試験片上への塩分付着量の時間変化の測定結果を示す。

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輸送容器は表面汚染密度、表面から１ｍの位置の線量、漏洩率等について規制値が示されている。これらの値に対する線量を求めて相互被ばく評価をする。

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原子力システム研究開発事業において、先進複合材を用いて、高温強度と気密性に優れ、多様な熱媒体に対応しうる革新的原子力用コンパクト熱交換器を開発している。そのために、ＳｉＣ複合材を用いて試験要素を製作し、単体試験および液体金属ループによって600℃ー900℃の温度域でシステム試験を行う一方、高温ガス炉発電システムとしての最適化の観点で構造設計を行い、スケールモデルにより総合性能を実証する計画である。この技術により、金属材料では困難な、一次系と二次系の独立性の高い、安全性と経済性に優れた革新的原子力システムの構築と共通基盤技術の創出が期待される。

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