国内原子力発電所の運転・保守の改善、すなわち、電気事業者のＨＦによるトラブル等を効率的に低減するには、過去に発生した国内発電所の運転経験情報をＨＦの観点から集計・傾向分析・評価することが有効であると考える。そこで運転経験情報について定量的な分析を行うため、定性データの集合であるニューシア情報をＨＦの視点での情報を付加し定量データ化したＨＦ傾向分析支援データベース（以下ＤＢ）を作成し、そのＤＢを用いてＨＦの発生傾向を把握した。

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原子力発電所の現場では、ヒューマンファクター（以下HF）が要因とされるトラブルの低減のため、効果的なHF教育手法が求められている。HF教育は技術・技能教育とは分けて扱われがちであるが、安全は技術・技能と表裏一体のものであり、従ってHF教育はHFの知識を単独で与えるのではなく、技術・技能教育と一体のものとして行われることが望ましいと考えられる。そこでHFの知識と技術・技能を一体化させた教材の開発を目的としてHF冊子を作成し、新冊子に対する評価を行った。（なお本発表は、日本原子力学会2011年春の年会にて登録したものと同内容である。）

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冷却系における高低温流体合流部で生じる不規則温度揺らぎによって、高サイクル熱疲労破損が起こる可能性があるが、現象が複雑で評価が容易でない。熱疲労評価法として策定されたJSME指針は、評価結果が過度に保守的になる場合があり、評価手順も煩雑である。そこで、不規則温度揺らぎの熱疲労に対する影響を代表した概念（等価応力振幅）を用いた、より簡明で見通しの良い熱疲労評価法を提案する。

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In sodium cooled fast reactor, the thermal stratification phenomenon occurs after a scram shut-down. This phenomena, can induce high thermal stress and fatigue to the reactor vessel and inner components. Recent experiments have shown that geometry of the inner structure of the reactor vessel can induce spatial fluctuations of the stratification interface thus leading to further thermal stress. This study proposes to rationally analyse the stress induced by fluctuations of the thermal stratification phenomena with a frequency analysis using a model of the fluctuation.

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Introducing uncertainty in design parameters of a tee-junction allows a more rational design of the structure. Such impact is evaluated by performing a reliability analysis of the structure after propagating uncertainty through transfer function model of the mixing zone structural response.

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沿岸地区で暴露試験及び実験室で加速試験を行い、海塩粒子量の金属試験片に対する腐食の影響を測定。その結果を用いて腐食量を推定。 通過風量と通過海塩粒子量等のフィルター性能の評価。

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米国での貯蔵実績、国際的な経済性や標準化の必要性を勘案し、304Lステンレス鋼キャニスタのSCC対策シナリオを構築し、その成立性を評価すると共に、キャニスタ溶接部の残留応力改善工法がSCC抑制に及ぼす影響を評価した。

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海岸近傍に設置されたコンクリートキャスク貯蔵施設のキャニスタＳＣＣ対策の一環として低圧損で塩分捕獲率の高い塩分流入低減装置の開発を行っている。本研究では、実環境での塩分流入低減試験を行い低減装置形状の違い(板長さ、板枚数、装置姿勢等)による塩分捕獲率の影響を把握した。重力沈降効果をモデル化し、流入塩分の粒子径分布および流入流量をパラメータとすることにより、装置での捕獲率を算出する式を導出した。また、飛来粒子の成分分析を行った結果、海水の主成分であるNaCl以外にも硫黄酸化物や窒素酸化物も多く含まれることが分かった。

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金属キャスクを用いた使用済燃料の中間貯蔵では、蓋部の密封性能を金属ガスケットで担保する。金属ガスケットの長期密封性能に関し、当所では、これまで19年以上に亘り、実物大の金属キャスク蓋部試験体を使った実証試験を実施し、平成21年度に終了した。平成22年度には、同じ試験体を使い、蓋を閉めきるための締付要領を検討した。

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原子力プラントの経年評価や健全性確保のためには、構造材料の材料損傷（熱時効効果及び照射損傷等）を非破壊で把握し、管理することが望ましい。我々はこれまでに、非破壊測定可能な磁気特性が、微細組織や局所的な化学組成等の変化に敏感であることに着目して、着磁後に材料表面から漏えいする磁束密度（漏えい磁束密度）による材料損傷評価の可能性を示した。しかし、従来の着磁方法では、試験片全体を着磁するために試験片端部の加工の影響が現れる等の課題があった。 そこで本研究では、より定量的な比較評価が可能となる「局所的に着磁する方法」を、高速実験炉「常陽」で照射した高速炉候補材料であるオーステナイト系ステンレス鋼（SUS304、316FR）試験片に初めて適用し、照射下での材料磁気特性変化の検知の可能性を確認した。具体的には、温度または弾き出し損傷量とともに、漏えい磁束密度が変化することを確認した。

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高速実験炉「常陽」では、H19年に確認した炉内干渉物の発生を契機に、炉容器内の観察・補修技術開発を進め、変形した計測線付実験装置（MARICO-2）及び炉心上部機構（UCS）の観察等を実施した。今後、「常陽」の復旧に向けてUCSの交換等を実施し、これらの作業結果を高速炉の炉容器内観察・補修技術の蓄積、開発に資する。

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ファイバスコープ要素の照射試験結果から、高温・高放射線環境での伝送画像（明度、色調、解像力）の評価及びファイバ強度の確認を行い、高速炉の炉内環境で使用できる見通しを得た。

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高速増殖実証炉に向けた保守技術開発として、開発を行った伝熱管の検査センサの試験結果をシリーズで発表する。

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ループ型ナトリウム冷却高速増殖炉（ＪＳＦＲ）の蒸気発生器（ＳＧ）で 採用を計画している改良９Ｃｒ鋼２重伝熱管を対象に微小欠陥検出が可能な 磁気方式センサの開発を実施している。本報では、その欠陥検出性能結果 について、シリーズ（２）で発表する。

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蒸気発生器伝熱管の点検保守装置、技術開発に取り組んでいる。これまでの研究において伝熱管内壁面に存在する微小欠陥をETCセンサで発見し、複合型ファイバーを利用して微小欠陥を観察しながらレーザー溶接補修することができる伝熱管内壁補修装置を開発した。この装置に新たにフィラーワイヤー送給機構を付加し、伝熱管減肉を管内側からレーザークラッディング補修可能な装置の開発を目指している。装置設計のために必要なフィラーワイヤーの送給条件、レーザー照射条件、照射環境、照射面が水平および垂直である場合と肉盛り溶接の関係について比較検討を行ったので報告する。

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2005年から2009年の5年間に我が国および米国の原子力発電所で発生した非常用ディーゼル発電機の不具合事象について傾向分析を実施し、定期的な機能試験、および調速装置の保守が重要であることがわかった。

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FAC機構を解明するために,数値解析を用いてオリフィス流動場を計算し,壁面近傍の流動因子と物質伝達との関係を調査した.

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FAC機構を解明するために、チャネルフロー電極法を用いて物質伝達率の測定を行い、シュミット数と物質伝達率の関係を調べた。

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保全計画を立案するに当り、安全性、信頼性、経済性、環境効果に及ぼす影響を効率的に定量評価し、保全を最適化する方法について検討した。

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本研究の目的は、ナトリウム元素そのものを検出可能なナトリウム漏洩検出器を開発することである。 その方法として大気圧プラズマと半導体レーザーによるレーザー吸収分光を組み合わせた方法を提案し、その実現可能性について調べた。

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原子力機構では、3ステップ(き裂部前処理、コールドスプレーによる溶接材供給、ファイバーレーザーによる溶接材焼結)から成るレーザー溶接補修技術の確立を目指した研究開発を行っている。本研究では、溶接補修に伴う残留応力などの適切化に向けて、高精度実験と計算科学を有機的に組み合わせ、発生する複合物理過程の現象論に立脚したアプローチを採用する。

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コールドスプレー法は、材料粉末を高速に基材に衝突させることにより短時間で厚膜を形成する技術である。本研究では、レーザー溶接補修工程での溶接材付着固定技術として、コールドスプレー法を用いた場合のその有効性を検討した。

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原子力機構では、ナトリウム冷却高速増殖炉の実用化段階におけるレーザー溶接補修技術の確立を目指した研究開発を行っている。本研究では、溶接補修技術として検討を進めているファイバーレーザーとコールドスプレー法を組み合わせた技術の有効性を評価する。 本稿は、溶接補修を行った試験片の機械的強度特性評価結果について報告する。

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レーザー溶接補修技術の確立を目指し、ファイバーレーザーおよびコールドスプレー法により発生する残留応力／ひずみ分布を高エネルギー放射光X線により計測し、その有利性を検討した。

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溶接部では、短時間で高温まで加熱され、室温に冷却されるという複雑な温度履歴を受けて組織が形成されるため、溶接後の組織観察のみでは溶接現象の正確な把握は難しい。本研究では、溶接現象の直接観察及び溶接部の組織観察から、その特性を評価した。

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ファイバーレーザー照射による材料の溶接に関して、溶融した材料が凝固する過程における熱変形挙動を構造解析によって明らかにした。溶接部では引張応力が支配的であり、溶接部の下方では圧縮応力が支配的であることを示した。この結果は、実験結果と定性的に良い一致を示した。

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数値シミュレーションにより，レーザー溶接現象の把握とその残留応力の制御へ向けて，いくつかの先進的な数値計算手法を用いてレーザー溶融・凝固シミュレーションを行った． その結果と実験値との比較を行い，本数値シミュレーションモデルの有用性の検討を行った．また，残留応力評価へ向けた内部応力モデルの適用検討を行った．

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著者らは地震荷重に対する炉心燃料の水平・上下の応答を明らかとしてきた。しかし、地震荷重の卓越振動数は数Hzであり、20Hzを超える振動数成分を有する動荷重が作用したときの応答について論じた例は見られない。本研究では炉心燃料の応答、特に上下方向の応答についてその挙動を検討した。

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一昨年から原子炉構造材の非破壊的健全性評価法としてポータブル硬度計による硬度測定法が最も有効であることを報告しているが、本報告では実プラントが長期の運転による長時間熱時効を受けた場合の影響について実験的評価を行い、補正法等を検討した。

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前報までは単純塑性変形量の評価であったが本報では地震により繰り返し塑性変形を受けたと仮定した場合、塑性変形量と硬度変化および金属学的ミクロ、マクロ組織変化の関係を検討した。

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定量的に歪み量を測定可能な磁気センサを試作し、段階的に歪みを付与した試験片に対して測定を実施した。また、試験片に対して硬さ試験を行い、試作したセンサによる結果と比較検討を行った。さらに、透過型電子顕微鏡(TEM)による試験片のミクロ組織観察を行い、ミクロ組織観察から得られた転位密度と試作したセンサ及び硬さ試験結果との対応を評価した。

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固定屋根を持つ平底円筒タンク内部液体のスロッシングによる非線形性の強い揺動挙動と天板に発生する動圧の評価手法を構築するため、（独）防災科学研究所が所有する実大三次元震動破壊実験施設（E-ディフェンス）を用いた試験を実施した。この試験データから得られた、天板に衝突する際の衝突圧力の分布、天板衝突圧力と波頭衝突速度の関係について報告する。

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円筒タンクのスロッシング試験について、内部流体の挙動を把握するため、試験条件を模擬した流動解析を実施した。試験より得られた波高、動圧など時刻歴データと比較することにより、水位や衝撃圧力を模擬できることを確認した。　　　＊）「（その１）振動試験による評価」との連続発表希望です

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高速増殖炉の実用化研究開発において、想定地震動での炉心構成要素の３次元群振動を考慮した、炉心の耐震性評価技術の開発を実施している。本件では、燃料集合体を模擬した1/1.5縮尺試験体の列体系振動試験を実施し、３次元振動挙動を把握した。

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高速増殖炉の炉心耐震性評価における、炉心構成要素の複雑な応答挙動（３次元群振動）の評価技術の開発のため、地震（水平、上下）時、燃料集合体に作用する力（地震力、重力、流体力、衝突力、摩擦力、減衰力）と燃料集合体の変形及び自由度を考慮し、3次元群振動挙動を評価するための解析コードを作成した。本コードを用いて燃料集合体を模擬した32体の1/1.5縮尺試験体から構成される列体系試験結果の再現解析を行ない解析評価手法の検証を行った。

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経年劣化事象を考慮した耐震設計審査指針の改定に伴う耐震安全性評価（耐震バックチェック）では，耐震Bクラス以下の設備も評価対象となっており，四脚支持補機についても評価対象となる。指針の改定により，耐震条件が厳しくなる事が予想され，耐震安全性を確認するためには，より合理的な評価基準・手法が望まれており，これらの課題を解決できる耐震安全性評価手法として，弾塑性を考慮した解析手法を検討した。本項では，解析手法の検討にあたり，基礎データの取得を目的として実施した四脚支持補機の支持脚に着目した要素試験結果を示す。

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支持脚の塑性化に伴う機器の応答低減効果を把握するため、ＰＷＲ、ＢＷＲプラントより実機試験体を選定し加振試験を実施した。

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経年劣化を考慮した耐震安全性評価（PLM耐震安全性評価）では、耐震Ｂクラス以下の機器も評価対象となる。また耐震設計審査基準の改定に伴い、耐震条件が厳しくなることが予想され、現行基準（JEAG4601）の弾性範囲の許容限界では耐震裕度が大幅に減少する可能性があるため、許容限界の緩和（塑性変形の許容）を含めた合理的な評価手法の策定が望まれる。本研究では耐震Ｂクラス機器のうち、4脚支持補機を対象に、耐震安全性評価手法の高度化における課題を抽出し、それらの課題を試験及び解析により解決し、より合理的な耐震安全性評価手法を策定する。本件は3次元振動台での加振試験の評価結果から実機評価へ向けた解析手法を策定し、実機評価へ適用した際の合理化効果を検討した。

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本研究は「ニューラルネットワーク」技術を利用して、原子力発電所のトラブルデータ（Common-Cause Failure DataとComponent Reliability Data）を整理して、故障パターンを抽出する方法を検討する。この方法により原子力発電所のデータから故障パターンモデルを建築することができる。更に、このモデルより、故障を予測する可能性が検討する。

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原子力発電所の運転段階における安全規制においては、不確かさを考慮したリスク情報の活用が課題となっている。本研究では、単一基事象に関連するモデル不確かさがシステム全体のリスクに与える影響を定量化し、意思決定に対する不確かさの影響を評価した。

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This paper introduces a new framework to evaluate the risk of CCF (common cause failure), and one example is provided to demonstrate the application of this analytical method. We decompose the traditional lumped parameter via Bayesian network and estimate the correlation of possible causes by Bayesian inference.

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これまで多くのPSAで用いられてきた人間信頼性解析手法THERPに従い作成したモデルについて、成功側を考慮する方法やモンテカルロを適用する計算手法による結果の比較を行い、HRAツリーの形状や適用する人的過誤の種類による影響などを検討する。

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放射性物質輸送に係るリスク評価を目的とした実際的なデータ・評価手法の整備を実施している。今回、我が国の海上輸送に対し、特に輸送物に影響を及ぼす可能性の高い運搬船の海難事故シナリオについて調査するとともに、それらの発生確率と影響について検討した。事故シナリオをETを用いた事故進展シーケンスに直し、影響の深刻さに寄与するイベントの分岐確率等について考察すると共に、設備の堅牢さとは独立に、限られた輸送条件のなかでリスク低減に効果的な措置と評価に要するデータ等について述べる。

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六ヶ所再処理工場のリスク情報基盤整備の一環として、設計基準事象候補事象の選定時に抽出された臨界事象を対象とした放射性物質放出量評価手法、5因子法のためのパラメータ選択方針を策定した。

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原子力発電所及び核燃料サイクル施設等の原子力施設における火災防護対策について、火災ハザードの観点から課題を整理し、評価手法開発、ガイドライン等の整備状況、研究計画等に述べる。

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当機構では軽水炉型原子力発電所の出力運転時を対象とした、スクリーニング・プロセスを取入れた火災ハザード解析手法の整備を進めており、今後は整備した火災ハザード解析手法を火災防護対策評価マニュアルの作成において活用する予定である。

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核燃料サイクル施設に係わる火災防護ガイドラインを軽水炉の指針軽水炉の海外の基準、指針を参考として、日本の燃料施設の火災防護ガイドドラインを提案する。

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原子力施設の火災防護に係わるデータを整備するため、同施設内のケーブルや機器類等をコンポーネントとし、それらを対象とする火災時挙動評価試験・解析を進めている。本報では、原子力施設内への持ち込み可燃物が火源となる火災を想定し、火災が周囲のコンポーネントに及ぼす影響を予備的に評価した結果について報告する。

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シビアアクシデント時に損傷炉心から放出されたヨウ素は、冷却系内では主にCsIとして移行し、格納容器ではエアロゾルとなって沈降・水溶する。格納容器の漏洩や破損の際には浮遊していたエアロゾル(粒子状ヨウ素)が放出される他、水中の放射線反応で生じるガス状のI₂や有機ヨウ素も放出され得る。大気サンプルのモニタリング結果で、ヨウ素は粒子状とガス状が同程度検出されており、格納容器内で生成するガス状ヨウ素が寄与した可能性がある。そこで、JAEAで開発した格納容器内ヨウ素化学解析コードKicheにより2号炉について検討した。タービン建屋で見つかった水のヨウ素濃度を参考に、格納容器内の水中におけるヨウ素化学反応を考慮して、環境への積算放出量を求めた。

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３月１１日に発生した福島第一原子力発電所事故について、限られた情報の中から、事象進展予測のためのシビアアクシデント解析、ならびに、放射性物質放出量迅速予測システム（R-Cubic）を用いた蓄積放射能量推定と放出放射能量推定を実施した。３月１５日までの時点では詳細は不明であり比較対象が少ないが、観測計器からの情報が殆ど得られない場合における予測手法として試みた結果を報告する。

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