原子力発電プラントの原子炉内機器は、TVカメラを利用した間接目視で検査される。特に狭あいな部位等の間接目視は水中遠隔でTVカメラを操作する必要のある熟練作業であり、また、点検時間短縮のためTVカメラを素早く動かすと視認性が低下する問題があった。そこで我々はこれらの課題を解決するために、ソフト的に撮像の空間分解能を向上させる画像処理技術“超解像度”に着目し、同技術を適用した目視検査システムの開発を進めてきた。本発表では、その開発成果を試験結果に基づき報告する。

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　原子力プラントの経年評価のためには、その構造材料の照射損傷を非破壊で適切に把握することが極めて重要である。我々はこれまでに、磁気特性が微細組織や局所的な化学組成等の変化に敏感であり非破壊非接触での測定が可能であることに着目して、着磁後に材料から漏えいする磁束密度によるはじき出し損傷量評価の可能性を示した。しかしながら、試験片全体を永久磁石で挟み着磁する方法では、試験片端部の加工の影響が現れること、実機のように曲率形状を有するものや局所及び狭隘箇所の測定へ適用できないこと等の課題があった。そこで、本研究では、「点状着磁器」を開発し、材料を局所的に着磁することとした。これにより、試験片端部の影響を受けにくい磁気特性を得ることができた。また、実機へ適用するにあたっての制限を大幅に除くことができた。

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強磁性体である蒸気発生器伝熱管検査で使用する渦電流探傷試験にかかわる2次元及び3次元の電磁場解析結果について発表する。

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現在、高経年化の進む蒸気発生器伝熱管の検査技術には、主に渦電流探傷技術(ECT)が利用されている。このECTは材料の磁気特性や微小な形状の変化に影響を受けやすい特性をもつ。一方、検査技術として汎用されている磁粉探傷技術は、検査対象面に数μmの磁粉液を散布が必要であり、これが取扱いの上で難点がある。そこで、レーザー慣性核融合におけるターゲット技術を応用し、磁性粉をマイクロカプセルで包含した高性能な新型カプセルの作製を行い、さらに磁粉探傷技術を改良しＥＣＴとの併用により検査技術の高度化を狙った。

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高速実験炉「常陽」の２次系ナトリウムの除熱を行う主冷却器の送 風機で発生した軸受の損傷事象について、原因究明を図り、その結 果を基に回転機器の状態監視手法を改良したので報告する。

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次世代原子炉や高速増殖炉の実現にあたり，免震構造は欠くことの出来ない技術として注目されている．本研究では，これまで提案されている免震装置について，発電所内部の機器・配管系の観点から，その特徴や性能をシミュレーション解析に基づき整理する．

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安全側の評価を行う通常の耐震設計評価では、実際の損傷状態を再現することは困難であることから、より実現象に近い３次元解析により現行の耐震解析において、各機器に対して設定された許容値や解析手法そのものに起因する保守性をより精密に把握することが今後の耐震評価において重要となってきている。本研究では、耐震Aｓクラスの代表的な大型機器として燃料取替用水タンクを取り上げ、内部水との連成を考慮した弾塑性大変形時刻歴解析による地震損傷数値シミュレーションを行い、実験と比較した結果を報告する。解析結果は、実験と同様に、地震時の振動挙動やスロッシング、象脚座屈を再現できた。座屈発生部位の残留変位量も一致した。

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板状の片持ち梁の先端に集中質量を設けた単純な試験体を用いて加振実験を行った。試験体が破壊するまで加振実験を続け、破壊までに必要とする総エネルギを求めた。一方、材料の最適疲労曲線から疲労破壊までに必要とする総エネルギを求めた。実験と疲労曲線から求めた破壊までに必要とされるエネルギを比較して両者が良く一致することを確認した。このことから、機器の破壊に要する総ネルギは材料の最適疲労曲線から求められることを明らかとした。

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原子力機構では、改修を進めているJMTRを用いて軽水炉の安全な長期及び高度利用に貢献するために燃料及び材料の照射試験を行う準備を進めている。2011年に開始する照射試験では、開発中の高度化燃料の出力急昇試験を実施する。材料研究では、原子炉圧力容器鋼の破壊靭性、原子炉構造材の照射誘起応力腐食割れ、制御棒に使われるハフニウムの照射挙動に関する照射試験を実施する。現状の課題の解決に加えて将来のトラブルの要因を把握し適切な対応をはかるための、これら研究計画の概要を報告する。

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JMTRに設置されるキャプセルタイプの出力急昇試験装置を用いた軽水炉燃料の出力急昇試験を計画している。10x10型BWR燃料を対象に、2013年度からの試験開始を予定している。

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原子炉圧力容器鋼の中性子照射による破壊靭性等の変化を調べるため、材料試験炉（JMTR）を用いた照射試験を計画している。本報告では、その概要について述べる。

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沸騰水型軽水炉（BWR）の炉内構造材料等の健全性に及ぼす中性子／ガンマ線照射による材料及び水化学の変化等の影響を評価するため、材料試験炉（JMTR）を用いた照射試験を計画している。本報告では、炉内照射下での照射誘起応力腐食割れ（IASCC）き裂進展試験及び水化学試験の概要について述べる。

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沸騰水型軽水炉（BWR）の制御棒材料として用いられているハフニウム（Hf）の照射成長等の照射挙動を把握するため、材料試験炉（JMTR）を用いたHfの照射試験を予定している。本報告では、試験計画の概要、及び、Hfの照射試験に先立って実施した未照射Hfの材料特性を調べるための基礎試験（熱処理影響評価試験、腐食試験等）の結果について述べる。

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触媒式再結合器（ＰＡＲ）は水素と酸素が存在する環境で自発的に再結合反応を開始し、その反応熱により自然対流を生じ連続的に処理を行う。本研究では、事故時の格納容器スプレイ流がＰＡＲ周囲に下降流を形成した場合の水素処理性能について検討を行った。試験体系の熱流動解析、及び試験結果に基づき、下降流を考慮した水素処理性能を設定し、格納容器内の水素、及び酸素濃度の時間変化を解析した結果、下降流による性能低下が生じた場合でも格納容器内は可燃限界濃度（酸素濃度：5vol%かつ水素濃度：4vol%）以下に抑制可能であることを確認した。

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本研究では、事故時の格納容器スプレイ流がＰＡＲ周囲に下降流を形成した場合の影響を評価するため、風洞試験装置を用いてＰＡＲ近傍の下降流速と水素処理性能の関係について検討した。その結果、(1)直上からの下降流はＰＡＲ内部に上昇流を形成し水素処理性能を向上させる、(2)障害物等がありＰＡＲ内部に下降流が形成される場合には特定の風速域で水素処理性能は低下するものの20%以上の性能は維持する、ことを確認した。

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平成21年度に実施された福井県原子力防災訓練のシビアアクシデント事象進展シナリオの解析を実施した。解析結果から、原災法に基づく特定通報事象発生時刻、主要事象発生時刻の予測、影響緩和措置を行った際のプラント応答等、災害事象進展の予測を実施した。

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六ヶ所再処理工場において、運転実績をPSA用パラメータに反映するための基盤を作成し、パラメータを試計算するとともに、リスクの感度解析並びにリスク情報活用の目的に応じたパラメータ精度の検討に資するべく、六ヶ所再処理工場におけるPSA用パラメータ整備に関する検討を実施した。その計画および概要を示す。

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六ヶ所再処理工場におけるPSA用パラメータ整備のための手順を構築し、当社が公開したPSA、“Pu濃縮液貯槽における水素掃気機能喪失”および“高レベル濃縮廃液沸騰事故”に用いたパラメータを試推定した。

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高速炉のPSA 手法標準化のための技術基盤整備に資するため、高速実験炉「常陽」のレベル１PSAの結果に基づき、レベル2以降の評価方針について検討し、環境への影響の大きい事故シーケンスを対象とした評価実施計画を定めた。

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ナトリウム冷却高速炉の原子炉スクラム失敗事象の発生頻度評価において制御棒挿入信頼性は重要なため，「常陽」，「もんじゅ」，制御棒試作体試験並びに類似の信頼性を有すると考えられる国内外PWRでの制御棒によるスクラム動作経験に基づき，階層ベイズモデル及びMCMC法を適用して制御棒挿入失敗確率の推定を行った。

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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した。

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高速炉の炉心損傷評価技術の開発の一環として、格納容器内事象解析コードCONTAIN/LMRに内蔵されているナトリウム-コンクリート反応関連計算モデルの整備を行った。

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炉停止失敗事象の代表事象としてULOF(Unprotected Loss of Flow)他を選定し、起因過程イベントツリーを構築した。各イベントツリーのヘディングに係わる最新知見を整理し、レベル2PSA実施の技術基盤として整備した。

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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、炉停止失敗事象の代表的な事象であるULOF事象の遷移過程の解析を実施し、事象推移に影響を与える支配的な因子を摘出するとともに、既往知見の体系的整理を行い、イベントツリー構築のための技術的根拠を整備した。

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酸化物燃料とナトリウム冷却材を用いる高速炉のレベル２PSAを実施するために、炉心からの燃料流出で未臨界となった後炉心に残留した燃料等の物質の再配置と、炉容器内での冷却の可否を評価するための手法を開発した。

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ナトリウム冷却高速炉のレベル２PSAを実施するために必要な技術的根拠を整備した。事故影響が冷却材バウンダリ外に及ぶ場合における格納容器内の重要現象を対象として、現象の支配因子に関する既往知見の調査整理を行うとともに、現象が格納容器へ与える負荷を把握するための解析的知見等を蓄積した。

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LMFBR燃料集合体において、異物混入に起因した燃料集合体流路閉塞事象のPSAについて報告する。もんじゅ燃料集合体体系に対する評価の結果、溶融燃料プール生成の頻度は4.6×10-8/炉年と評価され、この値は先に評価した統計的ピン破損を起因とする燃料集合体流路閉塞事象の場合と比較すると、約2桁小さかった。

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現在のレベル2PSAでは、シナリオ定量化の手法として、イベントツリー/フォールトツリーが用いられているが、事象間の相互依存性を考慮できない、物理過程の機構論的な解析と直接結び付けられない等の問題がある。そこで、本研究では、マルコフ連鎖モンテカルロ法を用い、炉の熱流動応答特性をレベル2PSAに反映させる手法を開発した。

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本件では、JNESで整備中の統合的炉心損傷挙動解析コードASTERIA-FBRについて、コード開発の必要性と目的、整備計画、システム構成等を報告する。

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JNESで整備中の統合的炉心損傷挙動解析コードASTERIA-FBRについて、その基幹モジュールの１つである熱流体力学計算部CONCORDの整備状況について報告する。

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本件では、もんじゅ高性能炉心等の安全審査におけるクロスチェック解析に用いるためにJNESで整備中の統合的炉心損傷挙動解析コードASTERIA-FBRについて、その基幹モジュールの１つである燃料挙動計算部FEMAXIの整備状況について報告する。

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LOCA時の再循環モード環境を模擬して30日間の統合化学影響試験を実施した。スプレイによるpH変化，格納容器内の模擬構造材および断熱材の腐食がスクリーンにおける差圧変化に及ぼす影響を評価した。差圧の変化は塩酸添加の有無，摸擬構造材の種類によって異なる挙動を示した。

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既報の化学合成したコロイドの断熱材への堆積量と圧損との関係を基に、LOCA時の再循環モード環境を模擬した統合化学影響試験を解析した。その結果、主要な析出物を水酸化物と推定した。

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国内4ループPWRドライ型格納容器プラントを対象に定格出力運転時の地震事象を考慮した格納容器破損頻度及びソースタームの不確実さについて検討した結果を紹介する。

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原子力施設構造物の耐震裕度は，その意味する所が必ずしも明確になっていない。本発表では，確定論的な耐震裕度と地震リスクの関係を定量的に明確にする方法について提案を行う。

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原子力構造物の耐震裕度の数値の意味は，必ずしも明確にはなっていない。本発表では，【その１：構造耐力～リスクダイアグラムの提案】に引き続く検討として，耐震裕度と残余リスクの関係を式展開に基づき明らかにし，複数地点を対象とした例示計算結果を示す。

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PWR加圧器サージ管における気液対向流を模擬した水・空気系実験を縮小体系で行い，その流動様式とCCFL現象に影響を及ぼす因子を実験的に調べた．

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RELAP5-3Dコードを用いて4ループPWRプラントの主蒸気管破断事故の解析を行った。過渡解析条件を変えた解析を行い、解析条件の違いによる解析結果への影響を評価するとともに、RELAP5-3D解析から得られた炉心出入口条件を境界条件としてSIMULATE-3Kコードによる解析を行い、その結果と比較した。

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ROSA/LSTF総合実験を対象に、シビアアクシデント防止に資する要素技術である炉心出口温度計(CET)と原子炉保有水量検出システム(RCITS)の特性を取り上げ、これらの組み合わせによる前兆事象の把握と早期炉心過熱検出策を示す。

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前報に続いて、放射線場での格納容器内ヨウ素挙動に関する分離効果試験や総合試験であるPHEBUS-FP試験解析により、MELCORコードのヨウ素化学モデルの検証・改良を行っている。プール化学反応モデルの見直し、複数の試験のモデルパラメータの最適値を抽出し、試験結果をほぼ再現できるようになった。

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シビアアクシデント時のプラント挙動・FP移行の解析コードMAAPを用いた評価手法が妥当であるかを調査するために、シビアアクシデント総合効果試験であるPHEBUS FPT-1試験の測定結果と比較することにより、MAAPコードの熱水力モデルやFP生成・移行挙動モデルの精度を評価した。

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ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器伝熱管破損時に発生するナトリウム－水反応の影響評価手法開発の一環として、機構論的な化学反応モデルの構築を行っている。本報では、第一原理分子動力学法を用い、ナトリウム－水反応の反応経路について検討した結果を報告する。

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ナトリウムプール中に水蒸気混合Arガスジェットを噴出し、ナトリウム-水反応現象を伴う体系において単一円筒への熱伝達率について検討を行なった。

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溶融金属滴(Al)とNaプールの瞬時接触界面温度をNaの沸点前後で変化させ、溶融金属滴の破砕を観察し、304SSおよび316SS滴の破砕挙動と比較した。

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ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器でのナトリウム－水反応現象の予測は安全評価上重要である．本報では，伝熱管のウェステージ機構解明を目的として，主要なナトリウム－水反応生成物である水酸化ナトリウム（NaOH）を，高温状態で伝熱管材料に衝突させるエロージョンを実施し，エロージョン速度に及ぼす温度・速度依存性を確認した．

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高速炉自然循環除熱現象を対象としたBEPU (Best Estimate Plus Uncertainty)解析において、熱伝達係数や圧力損失などの相関式の不確かさ（ばらつきの幅および共通因子効果等）が統計論的安全評価に及ぼす影響を考察した結果について報告する。

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これまでの流れ腐食型腐食（FAC）による減肉速度評価は、主として実験室系での実測値に基づいて解析精度の評価を行い、実機配管の減肉速度評価に当たっては、複雑な配管系での流動解析の精度向上、表面での質量移行係数の評価精度向上、減肉抑制限界酸素濃度、ECPなどの見直しを行ってきた。本発表では、3件の発表に先立って、更なる評価精度の向上と本法の実機への適用性改善のため、主として、減肉速度評価への水化学の影響評価精度改善の方策とその改善の主要成果を示す。特に、配管減肉緩和策としての、水化学制御法の有効性を示すとともに、水化学制御法の改善にともなう、アドバース効果を、トランジェント効果解析により、明らかにする。

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FAC配管減肉速度は、腐食環境、流動、材料の3種のパラメータにより支配される。FACによる減肉速度を緩和する有効手段として、実機で最も簡単に採用可能である水化学制御法を取り上げ、高pH化、酸素注入などの単独効果と、それらの組み合わせ効果を定量的に評価する。本評価を通して、各種水化学制御法の組み合わせ法により、減肉速度抑制に裕度を持たせることが可能であるとともに、水化学制御の安定性、確実性の向上が可能であることを示す。

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FACによる配管で減肉を緩和する水化学制御を適用するためには、従来の水化学制御から新たな水化学制御への変更が必須となる。このための水化学制御では、従来の制御範囲から新たな制御範囲への遷移が不可避である。この遷移にあたり、新たな問題の現在化を未然に防止するため、水化学トランジェントの配管減肉への影響を予測し、しかるべき対応策を準備することが重要である。鉄イオンの溶解速度など、速度論に基づくトランジェント解析により、水化学制御の変更に伴う、配管への減肉のトランジェント解析について、示す。

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In this study, the MPS method has been applied to simulate a single droplet impacting onto a wet wall. In the analyzed cases, the thickness of liquid film on the wall is comparable with the droplet diameter. Based on the simulation result, the effect of liquid film on the mechanical load is analyzed by comparing with the previous dry-wall impact result.

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