圧力容器・配管や熱交換器などをはじめ，ほとんどの構造材料は，単軸負荷より多軸負荷を受ける場合が多く，熱応力と機械的応力の重畳や複雑な負荷により応力・ひずみの主軸方向が時間的に変化する非比例負荷状態にあることが多い．これまでの多軸疲労の研究成果から，非比例負荷による著しい寿命低下が報告されており，その損傷メカニズムや寿命評価法が提案されている．しかし，これらの成果は対象材料を限定したもので，原子力構造材料に対しての適用性はまだ明らかにされていない．適切な寿命評価法の確立は，非比例多軸疲労という極めて過酷な条件下にある構造材料の強度的な安全性保証，高信頼性にとって必要不可欠である．本研究では，これらの課題の解決に向けての基礎研究として，多軸疲労研究の現状と課題について概説するとともに，実機負荷を模擬した非比例多軸負荷におけるMod.9Cr-1Mo鋼の基礎的な変形・破壊および寿命特性について報告する．

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先進型高速炉の候補構造材料であるSUS316FR鋼の溶接材を対象に、マイクロキャラクタリゼーションを行った。磁束密度を計測したところ、クリープ損傷材及び未損傷材とも、溶接金属部で残留磁束密度が計測されるが、クリープ損傷材の方がその値が小さい。磁気力顕微鏡を用いたマイクロキャラクタリゼーションにより、未損傷材では磁性相である連結状のδ-フェライト相が観察された。一方、クリープ損傷材でもδ-フェライト相が観察されたが、その含有率は未損傷材よりも少なく、またその形態も孤立状であることがわかった。したがって、溶接材のクリープによる劣化損傷の進行は溶接金属のδ-フェライト相の形態、含有率と関係していること、したがってその形態や含有率を磁気力顕微鏡により計測することにより、劣化損傷の程度も明らかにすることができることがわかった。

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本研究では、先進型高速炉の有力な構造材料の1つである改良9Cr鋼の溶接部周囲の微視組織をモデル化した多結晶体モデルを開発し、60年の長期使用を想定した改良9Cr鋼溶接材のクリープ解析およびそれに基づくクリープ寿命予測を行った。本研究で得られた主な結論は次の通り。１）溶接材内の静水圧応力の分布から、 細粒HAZ組織はType IV損傷の起点となるクリープ・ボイドを発生し易くしていることが明らかとなった。２）溶接部周囲の微視組織を模擬した多結晶体モデルのクリープ破断線図は実験で求められた線図とよく一致したが、微細HAZ部とその他の部分を等方性と考えた複合体モデルは危険側の推定を与える傾向があることが分かった。３）等方性複合体モデルのクリープ強度は多結晶体モデルのそれよりも高くなった。これは、前者では細粒HAZ部の応力がほぼ一様だったのに対して、後者では応力集中が顕著に起こったことが原因と推察された。

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本研究では、クリープ・疲労劣化損傷評価に適用可能な磁気センサ・計測技術を開発するため、独自に磁気センサを設計・製作し、非破壊劣化損傷評価システムの開発を行った。まず、改良9Cr鋼に対して静的引張損傷と動的疲労損傷を与え、各損傷材の磁気特性を計測した。その結果、鋼材の磁気特性をあらわす磁気履歴曲線（B-Hループ）が各損傷度合によって相関をもって変化することが分かり、改良9Cr鋼の損傷度合を磁気センサを用いて非破壊的に評価できる可能性を見出した。これに基づき、非破壊劣化損傷評価システムを製作し、高透磁率磁性コアであるアモルファスコアセンサを用いて計測した磁気信号と静的引張損傷度及び動的疲労損傷度との間に良い相関が得られ、製作した非破壊劣化損傷評価システムにより磁気変化量を計測することによって、改良9Cr鋼の劣化損傷進展を非破壊的に評価可能であることを明らかにした。

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光ファイバセンサは従来の電子センサと異なり、機器の歪みや振動、温度などの多点計測や空間的に連続した高速で高精度の計測が可能などの特長があり、原子炉配管等へ設置した基礎的な研究が行われてきた。本研究では代表的なFBG（Fiber Bragg Grating）方式ファイバセンサの限界を超す特性を実現して高速増殖炉や配管の神経網としての利用を可能とするため、まず超短パルスレーザを用いたFBGセンサの試作実験を行って600℃を超す高温動作を確認した。また、新規なOTDR（光時間領域）方式測定器を開発して、歪み率と温度を分離した高精度測定法の実験、センサ数の1000点以上への増大、1ms以下での高速測定、などを実現した。また、本FBGセンサへのγ線照射実験により高放射能環境での使用可能性を見出した。

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将来の高速炉では、冷却系配管が2重化される予定である。2重管化に伴い、ナトリウム漏洩等に対する安全性は向上するが、2重管の内管に対する検査や小規模な補修は、困難なものとなることが予想される。また、検査時の環境温度200度、内管と外管の隙間(高さ) 150mm、装置の進入口の大きさを直径250mmの円形とすることが想定され、この条件下で、内管（直径約1000mm）の全周に渡り、検査/補修作業を行う手段はまだない。そこで本研究では、この条件下で、検査/補修装置を対象箇所まで誘導するロボットを開発する。特に本研究では、外管内側に小型のレールを敷設し、レール上を走行する台車を使用することにより、ロボット本体が内管に接することなく、検査/補修装置を対象箇所まで誘導する方法を採用する。本発表では、この手法の基本的な概念を示すとともに、本設計条件を満たすロボットの構造および部品構成について発表する。

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JNESで開発・整備中の高速炉の線源移行挙動解析コードACTORによるシビアアアクシデント時の線源移行挙動解析結果について、特にセシウムのカバーガス移行特性に焦点を当てて整理・報告するものである。

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開発した熱弾性応力解析コードを用いて加速器駆動未臨界原子炉(ADS)の燃料被覆管の破損に関する解析を行った。

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加速器駆動未臨界原子炉(ADS)に対して行った、過渡事象時の累積クリープ損傷和(CDF)および熱弾性応力による被覆管破損解析の結果に基づき、被覆管破損防止対策の検討を行った。

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The future thermal demand in Ulaanbaatar, Mongolia will be increased by approximately 280 MWth and 1160 MWth in two kinds of scenario. To supply it a small sized, modular district heating reactor with passive safety feature for long core life is designed in our study. The reactor size (4 meter of radius, 8 meter of height) was roughly estimated when there is no any active cooling system. Fundamental analyses of the reactor for criticality and burn-up were performed by using MVP code.

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BWR炉心のウラン利用効率向上を目指し、原子炉運転に必要な天然ウラン量を削減する技術（省ウラン技術）を抽出評価した結果と効果の高い省ウラン技術と固体減速材を組み合わせた燃料集合体概念と同燃料集合体を装荷したABWR炉心の定常時炉心特性結果を報告する。

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Core burn-up calculation was performed and result shows that all 9 assemblies each containing 28 fuel rods with 7.0 wt% Gd2O3 is the best option for this reactor concept from view point of change of k-eff and power peaking. Preliminary steady-state single-channel thermal hydraulic analysis is performed. The result shows that it is possible to remove heat from the core under 1 atm pressure.

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CANDLE炉心における可動反射・吸収体による反応度制御機構を検討した。

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初期燃料にAmの可燃性毒物と238Pu等の生成効果を利用して、生成された238Pu等の核分裂により燃焼反応度変化を小さくしつつ長期間燃焼する可能性を検討した。軽水炉級Amのみの燃料を用いて小型炉心(常陽MK-_III_と等価サイズ)で、長期間(100年間以上)燃焼する炉心概念を調査し、反射体に用いた鉛ビスマスの厚みの増加によって反射対近傍のAmから238Puへの変換が促進され、燃焼期間が大きく増大(170年程度)することを確認した。

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高速炉の炉心核特性は、使用する燃料のPu組成に大きく依存する。そこで、軽水炉から高速炉への移行期における、軽水炉高燃焼度使用済燃料中のPuを評価した。BWRではスペクトルシフト棒を採用し、Pu組成は核分裂性核種割合が高くなる。PWRではワイド燃料棒ピッチの採用により、核分裂性Pu核種の割合は低下する。

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水冷却高速炉FLWRにおいて、高富化度MOX燃料棒と天然ウランまたは低濃縮度のUO2燃料棒を集合体内で非均質（アイランド型）に配置した稠密格子燃料集合体により、核分裂性Pu残存比1.0以上を確保してPuの多重リサイクル利用を実現できる見通しを得た。

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水素化物ハフニウム制御棒をFaCTプロジェクトにおける大型実用炉炉心へ適用した場合の、炉心出力分布の特性評価結果、並びに炉心流量配分の検討結果について紹介する。水素化物ハフニウム制御棒の適用により、炉心の出力分布は平坦化する傾向にあり、炉心の核熱特性の観点からの成立性が見通せることを報告する。

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ガドリニウム含有ジルコニウム水素化物をバーナブルポイズンとして高速炉に適用した場合、燃焼反応度を大幅に低減できる。しかし、バーナブルポイズン周辺において出力ピークが起きてしまう。そのため、燃焼反応度の低減を維持し、更に出力平坦化を行う方策について研究した。ここでは、炉心サイクル長を実証炉相当の２．２年とした炉心に対し、水素化物バーナブルポイズンに加え、重水素物バーナブルポイズンの適用を検討した。その結果、水素化物ピン・重水素化物ピンの混合集合体を炉心に適用することで、燃焼反応度はバーナブルポイズン無しの場合の約1/3としたまま、隣接集合体の局所出力ピーキング係数は水素化物ピンのみの場合より１５％減少することができた。

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ハフニウム水素化物制御棒の核的性能評価を目的としたFCAを用いた試験を実施中である。第1試験として実施した板状模擬物質（ハフニウム金属及びポリエチレン等）による反応度価値測定結果を解析評価した。

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2010年に最新核データライブラリJENDL-4にもとづく高速炉用炉定数が公開されたため、実用化を目指した高速増殖炉の炉心設計においても、今後、この最新の炉定数を炉心設計に適用することを予定している。今後の詳細な設計に先立ち、最新炉定数による実証炉炉心設計の成立性の確認および設計への影響評価を実施したので、この結果について報告する。

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水素化ジルコニウム等の固体減速材とマイナーアクチニド(MA)で構成する核変換ターゲット集合体をNa冷却ＦＢＲの炉心領域に装荷する炉心概念を検討し、炉心核特性及びMAの核変換特性を評価した。

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高速炉炉心周囲に減速材を含む特殊集合体を配置し、LLFP核変換率向上を狙った核変換システムにおいて、核変換特性の核データライブラリ依存性をJENDL-3.3、JENDL-4.0等を用い、連続エネルギモンテカルロコードMVPにより評価、比較した。

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月面基地のエネルギー源としては、小型の原子炉が最適であると考えられている。しかし、原子炉を月面へ運搬するには、ロケットによる打ち上げが必要であり、その成功が保証されていないことから、月面用原子炉が海中に落下した場合の臨界安全性を考慮する必要がある。本研究は、その臨界安全性の確保を目的とした炉心設計を検討する。

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前回の発表では原子炉の臨界性・供用期間中の燃焼確保について，宇宙用原子炉の基本的な性能を確認した．今回は，詳細な体系を作成する際に重量を更に絞り，この体系で原子炉起動系・制御系についての検討を行なった．

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FBRをはじめとした高温構造物では、弾塑性クリープ変形を考慮した設計が必要になる。非弾性変形による応力再配分軌跡はSRLと呼ばれ、SRLを用いることで合理的に設計できる可能性があるが、そのメカニズムは未だ十分に分かっていない。本研究では、単純な構造物に対してFEM解析を行い、SRLのメカニズムについて考察を行った。

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遠心圧縮機に用いられているインペラー形状は直径や羽枚数によってその流動条件を大きく変える。また、インペラ形状や流れ場形状の変化が性能・安全評価・効率に大きく影響を与える。本論文では、実験結果から得られた値と比較しながら、超臨界CO2を用いた遠心圧縮機の翼間の流れ場に関して理論的な評価を行う。

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熱化学法ISプロセスにおける硫酸分解工程の高効率化及び簡素化が期待できる直接接触式硫酸濃縮器の設計に必要となる物質移動係数の測定方法を検討し，濡れ壁塔を用いた試験装置を設計・製作した．本報では製作した試験装置による予備試験結果について報告する．

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新型炉用として組網線入り二重伝熱管蒸気発生器（ＳＧ）の開発が進められている。高速炉では一次冷却材にＮａを用いるため、二次冷却材の水との境界であるＳＧの安全性が重要となる。本伝熱管は組網線層を挟んだ二重管構造を持ち、高い安全性を確保している一方、伝熱管内部から外面の検査性に課題がある。この課題を解決するため、伝熱管の内部から外面に磁場を発生して検査を行うリモートフィールド渦電流探傷技術（ＲＦＥＣＴ）を開発している。電磁気的な手法を用いるＲＦＥＣＴを適用するためには、検査時伝熱管外面に残留するＮａや溶接線によるノイズを低減し、微小欠陥を検出することが重要となる。本発表ではこれらノイズ源を含む伝熱管外面に存在する微小欠陥（φ１ｍｍ欠陥）検出の試験結果について述べる。

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我々は耐熱性の有るファイバーブラッググレーティング（FBG）センサシステムの開発を行っている。今回は高速炉の伝熱配管材料を使用したセンサの実証試験の結果について発表を行う

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環状流路を有するナトリウム冷却高速炉用の電磁流量計(EMF)の開発を進めている。EMFを環状流路の周囲に複数台設置し、流量を測定する。このEMFは単セグメント体系でそれぞれの流量計を小流量のナトリウムで校正できることを特徴としており、東芝のナトリウムループを用いてNa試験を行い、この単セグメント体系での校正の成立性の検証を実施した。今回は電磁流体解析およびＮａ試験によるEMFの特性評価およびセグメント体系での校正の成立性について報告する。

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もんじゅの破損燃料位置検出法（FFDL）へのレーザ共鳴イオン化質量分析法（RIMS）の適用を想定した条件下において、RIMSによるタグガスの同位体比測定誤差を評価し、RIMSがもんじゅの破損燃料位置検出法に適用できる見通しを得た。

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レーザ共鳴イオン化質量分析法を用いた高速炉用燃料タグガス分析の分析精度向上において、YAGレーザ及び紫外光の有効活用に着目した光学系の改良について発表する。合わせて、タグガス分析に係る他の誤差要因を考慮したRIMSの適用性評価について現状を報告する。

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光ファイバーは電磁ノイズの影響を受けないことから、原子炉や核融合炉内の放射線環境下の情報を得るための新規な遠隔計測装置の一つとして注目されている。特に、加熱された光ファイバー自身によって発生する熱発光の強度は温度に依存することから、炉内の温度計測センサーとしての適用が期待されている。これまで、1390㎚の波長における熱発光強度は、ファイバー内に僅かに存在するSi-OH基の熱振動によって生じており、高温環境下の水素および水濃度に大きく影響すると推測されている。本研究では、熱発光と水素の関係を明らかにするため、水素および水濃度の異なる多様な雰囲気に曝された光ファイバーの高温領域の熱発光および光吸収特性の変化について調べた。

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BWRドライヤの音響・流動振動を評価する手法を開発している。主蒸気系及びドライヤを模擬した縮小試験及び音響解析により、蒸気ドーム内の変動圧力の伝播特性を評価した。

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主蒸気配管に生じる音響共鳴現象について，実機主蒸気配管を対象にした非定常流動計算を実施し，実機の配管形状において流速の変化が圧力変動振幅に与える影響を定量的に評価した．

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沸騰水型原子炉の主蒸気逃し安全弁(SRV)管台で発生する音響共鳴現象を解明するため、2本の枝管を有する分岐管体系での低温蒸気試験を実施した。その結果、過熱蒸気条件では主流の動圧と音速で規格化した音圧が、空気試験の結果とほぼ一致することを確認した。

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主蒸気配管分岐管部に生じる音響共鳴現象について，乾きおよび湿り蒸気流での実験を行い，蒸気の湿り度が音響共鳴発生時の圧力変動振幅や周波数特性に及ぼす影響を明らかにした．

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原子力発電所において，地震動による原子炉炉心の動特性評価や安全性に関わる機器や配管系などの安全性や機能保全は極めて重要な課題である．これまで多くの研究が行われてきたが，地震動が付加された場合において、機器内に気泡を含む二相流流動がどのように応答するかについての知見は必ずしも十分ではない. そこで本研究では,構造物に振動が付加された場合と流動に振動を加えた場合における気液二相流の挙動に関する実験を行ってデータベースを整備するとともに，加振時の二相流挙動を地震加速度付加時の気液二相流挙動をCFDによって詳細予測するための解析手法を開発整備することとした．本発表では，そのための研究概要と全体計画について述べる．

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原子力発電所において，地震時における各機器の安全性の確保は極めて重要である。特に地震発生時における地震動による原子炉炉心や配管系などの構造の安全性評価は最も重要な要素の１つである．これまで多くの研究が行われてきたが，地震動が付加された場合における気泡を含む流動系の応答に関する知見は不十分だと考えられる. そこで本研究では,流体に振動が付加された場合に,気液二相流における各相の挙動を可視化計測し,流量変動による二相流挙動への影響を解明する.本報告では,円管内気泡流について,ピストンクランク機構を用いて流体に流量振動を付加し,内部の流れを高速度カメラで可視化観測を行うための実験装置の開発ならびに予備実験から得られた気相が振動から受ける影響について報告する.

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原子力発電所において，地震時における各機器の安全性の確保は極めて重要である。特に地震発生時における地震動による原子炉炉心や配管系などの構造の安全性評価は最も重要な要素の１つである．これまで多くの研究が行われてきたが，地震動が付加された場合における気泡を含む流動系の応答に関する知見は不十分だと考えられる. そこで本研究では,構造物に振動が付加された際の,気液二相流における各相の挙動を可視化することで,振動付加による二相流挙動への影響を解明することを目的とする.本報告では,円管内気泡流について,振動台により円管に振動を付加し,内部の流れを高速度カメラで可視化観測を行うための実験についての開発ならびに予備実験から得られた気液各相が振動から受ける影響について報告する．

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地震加速度付加時の二相流挙動を詳細に評価できる解析手法構築のため、詳細実験によるデータベースを取得するとともに、詳細二相流解析コードTPFITをもとに解析手法の開発を実施している。本報では、開発した解析手法の概要と予備解析の結果を示す。

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高速炉蒸気発生器(SG)では，万一伝熱管が破損した場合，伝熱管内を流れる高圧の水／蒸気が低圧のナトリウム(Na)側へ漏えいする．Naと水とは化学活性が強く，発熱を伴うため，Na中に高温，浸食性の強い反応ジェットが形成される(Na－水反応)．この強浸食性の反応ジェットに曝される隣接伝熱管は局所的な減肉作用により損傷し，SG内での影響範囲が拡大する可能性がある． 本研究では，隣接伝熱管のウェステージ現象解明を目的として，Na－水反応時の主要反応生成物である高温の水酸化ナトリウム(NaOH)を伝熱管材料に衝突させ，ウェステージ環境因子の影響を独立に評価可能な実験手法を開発した．本実験手法によりNaOH中静的腐食実験およびNaOH衝突実験で把握した減肉速度に対する温度や速度の依存性について報告する．

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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事象評価に必要なナトリウム－水反応の支配的な総括反応式を導出するために、Na-NaOH反応を対象とした熱分析試験を実施し、Na2Oの生成に係る反応速度定数を算出した。また、Na:NaOH（体積分率）による当該反応速度定数への影響を評価した。

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セルフウェステージは、蒸気発生器伝熱管に発生した微小亀裂からの高圧水蒸気の漏えいによるナトリウム－水反応によって亀裂が進展する現象である。本研究では、多次元ナトリウム‐水反応解析コードSERAPHIMを用いたウェステージ現象の数値解析手法の構築ならびにナトリウム－水反応の微小亀裂での数値解析結果について報告する。

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高速回転円盤エロージョン試験装置を用いて、試験片金属表面に液滴衝撃エロージョンを発生させ、種々の実験条件における減肉速度の定量的評価を行った。 この試験結果を基にFBRのSGの伝熱管破損時の隣接伝熱管への蒸気噴流によるウエステージ現象について液滴衝撃エロージョンの評価を行った。

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本研究はNa-水反応現象中に起こりうるウェステージ現象の内，エロージョン現象に着目し，破損した伝熱管開口部から隣接する伝熱管へのジェット噴流による圧力分布を測定した結果について述べる。

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「もんじゅ」上部プレナム内の温度成層化現象は、炉内構造物の構造健全性の観点から重要である。本報では、ＦＬＵＥＮＴver.12.1を用いた３次元熱流動解析を実施し、炉心上部機構下部の流動構造が温度成層界面に及ぼす影響について報告する。

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我々は、大阪大学液体金属リチウム循環ループを用いてIFMIFにおけるLi流動の 実験研究を行っている。液体金属リチウム自由表面流の液面波動特性を電気接触 式プローブを用いて計測した。本講演では、波長と振幅を計測結果から流速依存 性について解析した結果を発表する。

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IFMIFの実験研究を大阪大学リチウムループで行っており、その評価のため、Fluentを用いた数値解析を行った。 ここでは、大阪大学液体Li噴流装置の試験部を模擬したモデルを用いて数値シミュレーション行い、自由表面波の現象の解明を目指す。自由表面の形成に影響を及ぼすノズル内境界層流れについて高次の乱流モデルを用い、その渦構造を明らかにする。また、本発表ではノズルエッジ部の腐食現象との相関についても議論する。

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ナトリウム大型高速炉を対象としたシステム水試験装置を用いて、崩壊熱除去系に対する自然循環除熱特性試験を実施した。本試験では、実機模擬性向上を図るため、1次系ポンプのIHX内蔵化、2次系温度調整機構を追加した試験装置を用いている。これらの装置改造による模擬性向上の効果、および本装置での外部電源喪失模擬事象の過渡試験結果について述べる。

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