高温水蒸気電解による水素製造において、セル長240mm、電極面積75cm2の円筒型セルを使用し、水素極、酸素極各電極に供給するガス組成をパラメータとして、各電極のガス組成がセル特性に及ぼす影響を試験した。その結果より、効率の良い運転条件を検討した。

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これまで開発してきたCFDによるSOECモデルを用い、セル単体の性能に対する基体管の気孔率の影響や流動の影響を評価してきたが、本報ではさらにセルサイズ（長さ）や給電位置によるセル性能への影響を評価し、その結果を報告する。

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ハイブリッド車、家電用インバータ等の普及に伴い、均一なドーピングが可能なNTDシリコンの需要は急増している。それに対応するため12インチ径シリコンを多数同時に照射出来るシリコン照射専用炉の検討を行っている。研究炉で主に使われている金属燃料(板状燃料)と発電炉で用いられている酸化物燃料(ペレット)を用いた予備的な核設計について報告する。

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最大12インチ径までの大口径NTD-Si（中性子核変換ドーピングSi）半導体の均一照射技術を開発するため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5により12インチSiの半径方向及び鉛直方向中性子束分布を改善する照射方法を解析的に検討し、最適な均一照射条件を導くことができた。

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最大12インチ径までの大口径NTD-Si（中性子核変換ドーピングSi）半導体の均一照射技術を開発するため、解析的に得られた均一照射条件の妥当性を確証するこのとのできる照射実験装置をJRR-4に設置する。設置にあたっては様々な制約が生じるが、これらの制約を考慮して設計方針を設定し、照射実験装置の機械設計を行った。

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燃料低濃縮化に伴うKURの約２年間の停止期間における代替措置として、KAERIとKURRI間で協定を結び、京大炉の共同利用としてHANAROを利用するプロジェクトを実行した。KUR停止期間中でもKURRI 内では他の共同利用が行われており、その旅費確保上の制約からも、本プロジェクトにおける課題は、KURが１MW出力として再開した際にも主要なユーザーで有り続けるであろうと期待される中性子ラジオグラフィと中性子放射化分析に限定して実施した。ここではその成果等を報告する。

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溶接残留応力の評価精度の向上を目的に、オーステナイト系ステンレス鋼配管溶接継手を対象に中性子回折法による残留応力の測定を行うと共に、解析シミュレーション結果との比較を行い、残留応力の分布傾向や解析シミュレーションの予測精度等について考察した。

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高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したAm及びUサンプルの分析、更にブランケットにU-Am燃料を装荷した高速増殖炉の概念検討をし、ブランケット生成Pu核拡散抵抗性の改善方策を検討する。

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高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプル中のPuの生成・消滅挙動を実験により評価した。

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高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプル中のPuの生成・消滅挙動を計算により評価した。また、生成Puの解析結果より崩壊熱・自発核分裂中性子放出率を求め、物性に基づく核拡散抵抗性を評価した。

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高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発のため、高速増殖原型炉クラスを模擬した計算モデルを構築し、ブランケットにU-Am燃料を使用した場合に生成されるPuの核拡散抵抗性の予備解析を実施した。

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　核拡散の問題とともに、高速炉導入の時期によってはプルトニウムが余剰に蓄積する場合がありうる。これらの問題を解決するため、本研究では、「余剰プルトニウムを燃焼しつつ、低濃度²³³U 燃料を生成する炉心」と「生成された低濃度²³³U 燃料を使用する炉心」を組合せた核燃料サイクルの概念を構築することを目的とした。このサイクルは、「プルトニウム等の核燃料物質を単体でできる限り抽出ないし移動しない」ことにより核拡散抵抗性を備えた、トリウムを利用する高速炉導入の代替オプションである。既存の軽水炉8基とトリウムを用いる炉心4基、²³³U燃料を用いる炉心1基を組み合わせることで、余剰プルトニウムを蓄積することなくサイクルを継続できることが分かった。

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BWRにおける制御棒操作の低減と起動時間の短縮を目的として、給水温度制御による出力制御について検討している。本研究では、動特性解析により給水温度変化に伴う出力変化幅と制御可能性を評価した。

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BWRでの炉外核計装システムの開発を行なっている。中性子輸送管として、ガスを封入した中空管を、炉内に設置する。この中空管によって炉外へ輸送される中性子束を測定することで、炉外から制御棒の監視ができることを、解析で評価した結果を報告する。

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BWR炉外核計装システムにおいては高感度な炉外中性子センサが必要である。検出すべき中性子は中高エネルギーとなるため、減速材とHe-3検出器の構成を工夫し、高感度化した。以上をMCNP計算により確認した結果を報告する。

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レーザーを用いた、雰囲気中の微量Naの検知技術の検討を実施している。本研究では、その検知特性について示すとともに、高速炉のNa微少漏えい検出器への適用について検討した。

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高温液体金属を媒質とした環境下における流動現象等の計測要求が増えている。光学的に不透明な液体金属では、音響計測が有効な手段であることから、超音波を利用した計測技術の適用性について報告する。

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構造物の変形や振動を遠隔モニタリングする技術として利用されている ファイバーブラッググレーティング（ＦＢＧ）センシングシステムは 通常は高温環境下では構造が消失するので適応は困難である。 我々はフェムト秒パルスレーザーを使用して石英ファイバー中に 不可逆的な構造変化を導入することで、耐熱性の有るＦＢＧセンサの開発を行った。 本講演では製作の詳細と高温環境下での評価の結果を報告する。

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PWR炉心では，設計の異なる燃料集合体が混在する場合にも安全性を維持しつつ，高燃焼度化や出力増強等の高度な炉心運用が期待される．燃料専門メーカには，プラントメーカによる熱水力設計を前提として，自由度の高い燃料集合体設計を行なう技術力が求められる．

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PWR燃料集合体の熱水力設計の自由度を高めるため，三次元形状を入力とする汎用流体解析（CFD）コードの活用が期待される．その活用性に関し，レイノルズ平均のナビエストークス方程式を用いたCFDによる予測と実験との比較検討を行った

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CFDを用いた設計では，その入出力が三次元データとなる．得られた出力の低次元化を行なわず，三次元情報を生かした高自由度設計を行なう目的で非定常計算法LESを利用する

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PWR燃料集合体の熱水力設計結果を検証するため，韓国原子力研究院においてフレオン（R-134A）を用いた熱水力試験を実施した．高温高圧熱水力試験で開発した手法・モデルを用いた解析により，実機運転条件に対するフレオン熱水力試験の代用特性を検討した

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PWRを実規模で模擬する大型非定常試験装置(LSTF)を用いて、現行炉の高度利用や次世代炉の熱水力安全性向上に関する試験を行なうROSAプロジェクトの成り立ちと現状を報告し、実験や解析結果などの成果・進捗をシリーズ発表する。

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室温水の注入を行う水平管を対象に系圧力をパラメータとした凝縮水撃実験を実施し、系圧力が凝縮水撃の発生と強度等に及ぼす影響を実験的に評価した。

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スクラム失敗を伴う低温側小破断LOCA時の高出力自然循環実験を行った。実 験では、二相自然循環の発生中に、射流による高温側配管内での水位低下現 象 やCCFLによるSG細管での蓄水現象が観測された。RELAP5/MOD3.2コード解 析に よりこれらの現象を定性的に再現できた。

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FLUENTコードを用いてシビアアクシデント時における一次冷却系内過熱蒸気自然循環に係わる実験前熱流動解析を行い、自然循環が発生し得る条件を把握するとともに、熱パルス式流速計の適用性を六フッ化硫黄を用いた小型ループ実験により確認した。

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高圧注入系ECCSの全故障と、アクシデントマネジメント(AM)策としての蒸気発生器片側減圧によるループ間のアンバランスな自然循環を仮定し、PWR圧力容器底部計装管１本の引抜きを模擬したLOCA実験を行った。実験後解析により、RELAP5/MOD3.2コードはAM策開始後の自然循環流量の予測に課題があることが分かった。

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超音波パルスドップラー式流速分布計測法は、管路内を流れる流体の流速分布を直接計測することから、伝播時間差式超音波流量計などの一般的な流量計で使用されているようなプロファイルファクターが必要ないことなど、他の流量測定法に対する優位性が示されている。前報までに、工業用試験ループや国家標準ループ等を利用した計測が報告されており、本手法の高い精度および実機適用性が確認されている。本手法を高温高圧の原子炉給水配管に適用した場合の超音波伝播解析結果について報告する。

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原子炉給水流量の高精度化による原子炉増出力（MUR）を行うにあたって、設置される給水流量計の精度の検証が非常に重要になる。給水配管におけるレイノルズ数は非常に高く、そのため従来は、流量計の補正係数に相当するものを、低レイノルズ数における校正結果から外挿を行うことで求められてきた。しかしながら、このMURのために設置される超音波流量計は特にレイノルズ数の依存性が高いとされるために、実流校正が必須である。そこで、産業技術総合研究所・計量標準総合センター(AIST,NMIJ)においては、日本における流量の国家標準設備を拡張する形で、給水配管に匹敵するレイノルズ数において、流量計を実流校正可能な設備を構築した。本報告では、まずこの実流校正設備の概要を述べるものとする。

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静電容量法と触針法により，サブクールプール沸騰での一次気泡の寿命と待ち時間を測定した。その結果、触針法，静電容量法ともに高精度度でこれらの物理量を測定可能であることを示した。

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流れ加速型腐食(FAC)の発生メカニズムを解明する一環として、FACが発生しやすいオリフィス流動の計測と数値解析を行った。流体は常温の水単相流とし、オリフィスを有する円管内流れ場のLDVおよび2次元PIVによる可視化計測と、定常数値解析結果との比較を行った。

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接触線付近の流れ場は接触角や固体－接触線相対速度により大きく変化する．これまでの研究からそのような流れ場を解析的に求めたHuhのモデルと水を用いた実験の結果は一致しないことがわかっている．本研究では試験流体にSi油などを用いることにより，界面がより化学的に安定な状態においてHuhのモデルと実験値との比較を行ったのでその結果について報告する．

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冷却系ループ数を削減したナトリウム冷却高速炉の設計成立性を確認するため、大口径配管の流力振動特性の把握および評価手法開発を実施中であり、その研究計画および現状を報告する。

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従来、公開されたエルボの損失係数データはRe=3.5x105までしかなかったが、H15,16年度試験でRe=8x10^6まで取得した。昨年、ASMEに高Reynolds数域のエルボの損失係数と圧力変動概要を発表したのに引き続き、今回、粘性の影響を評価する目的で常温水と60℃温水を使った圧力変動試験結果比較を報告する。実機外挿方法としてReynolds数への依存性を問題とする考え方と高Reynolds数のため粘性の影響は出ないが絶対流速の影響は出るとする考え方とがあり、試験結果は後者を支持している。

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FBRホットレグ配管の流力振動評価手法の確立のため、1/3スケールモデルを作成し、流動振動試験を実施した。この試験で評価手法の妥当性検証用の配管の固有振動数やランダム振動応答を計測した。

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FBRホットレグ配管の1/3スケール流動試験で得られた振動解析入力用の圧力変動PSD、相関長を用いて配管のランダム振動応答を計算した。計算結果を計測結果と比較することにより評価手法の妥当性を検証した。

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ナトリウム冷却高速炉の約1/10縮尺モデルを利用して，ホットレグ配管内の流速測定をLDVによって行った．レイノルズ数50000と320000の場合について，速度変動を中心に報告する．

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Na冷却高速炉における、連結エルボで発生する非定常流れの流動遷移と構造評価のため、PIVシステムを用いた1/15縮尺スケールでの可視化実験

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近年開発が行われている新型炉で使用される燃料や10x10燃料では、燃料棒本数が従来のものよりも多く、実用的な時間で解析結果を得るためにはサブチャンネル解析コードを高速化することが望まれる。本研究ではサブチャンネル解析コードNASCAに対し、圧力方程式の高速解法および高速収束判定法の組み込みを行い、従来の解析結果との誤差・解析時間について検討を行った。

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ＳＧリフラックス冷却時のホットレグにおける気液対向流挙動を対象にした水・空気系の縮尺模擬実験について、ＦＬＵＥＮＴコードを用いて解析を行った。

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　原子力・火力発電所における減肉現象による配管の破損を防ぐためには配管肉厚の減少量をできるだけ正確に予測する必要がある．そのためには配管内部の流れをより現実に則した形で表現されなければならない．軽水炉におけるエロージョンによる二相流配管の減肉現象を詳しく知るためには，蒸気中を流れる液滴の挙動を知る必要があることから，本研究では液滴衝撃エロージョンに着目し，この蒸気中を流れる液滴に相互作用項を含むモデルを組み込み，流れの評価を行うことを目的とする．

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発熱体内径と長さを種々変えた白金(Pt)円管発熱体を直接通電する方法で広範囲な実験条件において円管内水の乱流熱伝達を求め、乱流熱伝達に及ぼす発熱体内径(d)、発熱体長さと内径の比(L/d)、発熱体表面温度と液温の差(DTL)、液温(TL)及び流速(u)の影響を明らかにし、広範囲、高精度に予測する円管内水の乱流熱伝達表示式を導出した。

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S字フィン型流路を有する給湯用熱交換器のプレート材料として、銅、ステンレス鋼、水側のみをプラスチックにした場合の伝熱性能の比較を行った。さらに、超臨界CO₂流路にステンレスを用い、水側流路をプラスチックとした場合の流路構造の最適化を、圧力損失を制限として、伝熱性能を最大にすることで行い、従来の二重管型と比較して、体積が約1/3に低減できる見通しを得た。

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PCHEの一種であるS字型フィンを有する新型マイクロチャンネル熱交換器は、シェル＆チューブ型熱交換器に比べ大幅なコンパクト化、圧力損失の低減を可能にすることが確認されている。この新型マイクロチャンネル熱交換器を、Na炉心冷却超臨界CO₂ガスタービン発電高速炉における中間熱交換器に適用した場合の最適な流路形状とプレート積層方式を、伝熱性能、圧力損失の面から決定した。さらに原子炉が緊急停止し、低温のNaが流入した場合を想定した熱過渡時の中間熱交換器の構造健全性を評価し、マイクロチャンネル熱交換器の有用性を確認した。

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伝熱面アスペクト比が垂直密閉層自然対流熱伝達に及ぼす影響を調べるため、空気と液体ナトリウムについて３次元の数値計算を行った。 伝熱面水平長さを長くしていくと熱伝達は向上し２次元計算で求められる値に近づくが、液体金属の場合は伝熱面に垂直な方向の流れの影響が大きく、２次元計算による熱伝達の予想は困難であることがわかった。

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改良型PWRに採用する高性能蓄圧タンクはLOCA時等緊急時に原子炉内に冷却水を注入するシステムで、可動部の無いフルイディクス技術を適用しており、高い信頼性と保守の容易性を有したパッシブなシステムを採用している。小流量注入時にはうず室内で旋回渦を発生させて高い圧力損失を得て流量調整を行う。その信頼性、流動特性を確認するために、高さ方向実機大、半径方向1/2縮尺で模擬した大型試験装置を製作し、実験を実施してきた。今般、小流量注入時の抵抗発生機構を定量的に解明するために、うず室から出口配管スロート部にかけて発生した旋回流が分裂・減衰していく流動状況を、数値解析により確認した。あわせて、スケール効果を確認した結果を報告する。

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原子力発電所の増出力や高経年化プラントの増加を考えると、炉内機器や配管、タービン系機器の流力振動や熱疲労、液滴衝撃エロージョンなどの研究が益々重要となっている。また、計算科学技術の長足の進展により、伝熱流動と構造健全性評価解析が可能となりつつある。本報では増出力に伴うエロージョンの影響評価のため、エロージョン試験を実施した。試験装置は高速回転円盤外周に取付られた２個の試験片に水噴流を液滴として衝突させ、液滴衝撃エロージョンを発生させる構造となっている試験の結果、炭素鋼とステンレス鋼のエロージョン特性データを得た。

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BWR実機相当の高温高圧条件におけるポストBT領域の熱伝達率と液滴伝達率を計測し，液滴による伝熱面冷却を考慮した熱伝達率の新たな相関式を作成した．従来相関式と比較して，低過熱度領域の予測精度を向上させた．

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傾斜流路における沸騰熱伝達を既存知見と比較検証した。また核沸騰による冷却の限界を確認した。

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傾斜冷却チャンネル内沸騰熱伝達挙動をTRACGで解析するために、傾斜上昇流路内二相流動挙動に関するモデルおよび傾斜上昇流路内沸騰熱伝達に関するモデルの改良を実施し、試験解析により検証した。

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