（１）熱応力が支配荷重となるナトリウム冷却炉の原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発
　荷重設定法、構造解析法、強度評価法を組み合わせた設計評価技術を開発している。荷重設定法に関しては、これまでに、原子炉容器で高い熱応力が発生する上部胴及び炉心支持スカートと原子炉容器の接合部の応力に対する主要な影響因子を摘出・整理し、実験計画法の手法を用いてそれらの組み合わせケースを設定した。現在は、それら各ケースについてのプラント熱過渡解析及び応力解析を実施している。研究内容を図1に示す。

　原子炉容器上部胴の一部のケースでは、熱過渡時における冷却材の温度変化幅や温度変化速度だけでなく、温度変化パターンの違い（熱過渡初期に速い温度変化がある場合と、最初は緩慢で時間が若干経過してから速い温度変化がある場合の違い）も発生応力に影響することが分かり、その効果も含めて熱過渡条件と発生応力の関係を整理している。
　構造解析法に関しては、これまでに、主要な設計パラメータ（内圧や板厚等）が変化した場合のシミュレーション解析を通して、原子炉容器の実機運転条件下での応力ひずみの発生メカニズムの分析を行った。これに基づき、ひずみの発生機構を模擬するための構成モデルの拡張・高度化を実施中である。また、原子炉容器の温度、ひずみ条件を模擬し、発生ひずみ範囲を包含する材料・構造要素挙動試験方法を考案し、材料挙動試験および一部の構造要素試験を実施している。図２はその1例で、温度変化に対するひずみの変動パターンを模擬した試験の条件と結果を示している。これらのデータにより構成モデルを検証する。
　強度評価法に関しては、原子炉容器の主要破損様式であるクリープ疲労とラチェット変形の評価法に関連し、中間保持クリープ損傷、長時間使用中の時効、およびラチェット変形とクリープ疲労損傷の相互作用といった実機運転中に考えられる現象を模擬した各種の強度試験に着手し、また強度評価法の暫定案を提示し、その検証を開始した。
　原子炉容器の設計評価技術と適用性確認に関しては、荷重設定法、構造解析法、強度評価法を組み合わせた評価体系の検討に着手している。また、将来の規格基準化のための根拠となる検証データ等を蓄積するデータベースの設計検討を行っている。

（２）スリット付き炉上部機構に適用可能な破損燃料位置検出器の開発
　本項目は、① 大型炉向けSV方式FFDLシステム開発、および② スリット部のサンプリング手法開発の2項目に関し、研究開発を行っている。
　大型炉向けSV方式FFDLシステム開発に関しては、これまでに、実用大型炉の要求条件に基づきシステムの基本概念、セレクタバルブ、遅発中性子検出器（DN検出器）等の詳細構造を検討し、これらの機器が炉上部構造、回転プラグ内配置と整合する見通しを得ている。また、DN検出器の検出効率を遮へい解析により評価し、これらの結果と機器構造の検討結果を反映して、スリット部を含めた実用大型炉における検出性能の予備評価を実施している。この検出性能予備評価、ガス系及び安全系破損燃料検出系（FFD）を含めた代表的な運用方法の検討により、FFDが破損を検知した直後にFFDLを起動することで、破損規模が原子炉スクラムレベルに達する前に破損燃料の同定又は絞り込みが完了する見通しを得ている。図3にFFDLの代表的な運用例を示す。
　スリット部における破損燃料位置検出のための冷却材サンプリング管は燃料集合体直上の炉心上部機構に取り付けることができないため、サンプリング手法の開発を行っている。これまでに、スリット周辺の流況を把握するため、1/10全炉心モデルを用いた粒子画像流速測定法（PIV）による流況計測試験と3次元流動解析を実施してきている。図4に炉上部機構概念図を示し、図5に試験及び解析により得られた流速分布を示す。また、1/5部分モデル試験装置を対象としたスリット部の濃度検出性予備解析例を図6に示す。炉上部機構のレイアウトを工夫することにより、サンプリング管設置予定位置（第2バッフルプレート（BP））で検出可能なレベルの濃度が得られ、スリット部の破損燃料の同定又は絞り込みができる見通しを得ている。