Developing correlation for prediction of departure from nucleate boiling heat flux in subcooled flow boiling using artificial neural network-aided framework

Nguyen, T.-B.; 廣瀬 意育; 佐藤 聡; 安部 諭; 柴本 泰照

Progress in Nuclear Energy, 202, p.106586_1 - 106586_18, 2027/01

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2026.106586

Departure from nucleate boiling (DNB) in subcooled flow boiling leads to an abrupt rise in the heat transfer surface temperature in a short duration of time. In light water reactor (LWR), knowledge about DNB heat flux is essential to avoid failure in the heating devices. Due to the complexity of the phenomenon, an accurate prediction method for DNB heat flux remain a challenging issue. Empirical correlations, mechanistic models and AI-aided models for predicting DNB heat flux found in open literature continue to exhibit certain limitations such as the disagreements on the DNB mechanism or the lack of transparency inherent in AI-aided models. In this study, artificial neural network (ANN) was utilized to analyze the inter-relationship between DNB heat flux and six influential parameters gathered from available resources. After that, a minimal number of the most critical dimensionless quantities were extracted to develop a new correlation. It is proven that the proposed model has superior features such as robustness, simplicity, applicability over a wide range of operating conditions and independent of thermal-hydraulic conditions.

Synergistic strength-ductility enhancement in carbide-free FeMnCoNiC high entropy alloys via interstitial carbon solution

Fang, W.*; Liu, C.*; 吉田 周平*; Peng, T. X.*; 徐 平光; Han, Y.*; Li, J.*; Yin, F.*; 辻 伸泰*

Materials Science & Engineering A, 977, p.151109_1 - 151109_12, 2026/12

https://doi.org/10.1016/j.msea.2026.151109

Interstitial alloying is an effective strategy for enhancing the mechanical properties of high-entropy alloys (HEAs). However, in carbon-containing HEAs, the coexistence of interstitial carbon and carbides complicates the investigation of interstitial carbon's individual effects on strength and ductility. To address this, a carbide-free interstitial strengthened HEA, FeMnCoNiC, was designed by incorporating elements with low carbon affinity, enabling a clear assessment of the role of interstitial carbon. The results demonstrate that interstitial carbon solution simultaneously improves strength, ductility, and work hardening capability. Synchrotron radiation experiments reveal that the interstitial carbon containing alloy sustains higher lattice elastic strain, dislocation density, and stacking fault probability during tensile deformation, with the increased dislocation density being the primary contributor to enhanced work hardening. First principles calculations further elucidate the lattice distortion, chemical inhomogeneity and electronic localization effects induced by interstitial carbon, as well as their potential influence on strength and ductility. This study highlights the importance of carbide-free interstitial carbon-strengthened HEAs for a fundamental understanding of carbon's influence on mechanical properties.

Long-term simulation of Cs behavior in the ocean around Fukushima considering multiphase interaction processes

池之上 翼; 中西 貴宏; 川村 英之

Marine Pollution Bulletin, 232, p.120110_1 - 120110_9, 2026/11

https://doi.org/10.1016/j.marpolbul.2026.120110

福島第一原子力発電所の事故は、Csを含む放射性核種の大規模な海洋環境への移行を引き起こした。海洋中のCsは4つの相(溶存相、懸濁相、海底堆積相、生物相)で存在し、これらの相間の相互作用がその長期挙動に大きな影響を与える。そこで本研究では、多相の挙動を考慮した海洋拡散モデルを開発し、事故後10年間のCsの長期挙動に対する相間相互作用の影響を評価した。モデルは、海況場、プランクトン、懸濁粒子、Csの挙動を十分に再現した。解析結果は既往研究と整合しており、事故後3ヶ月までは溶存相が、それ以降は海底堆積相がそれぞれ海洋におけるCsの挙動において中心的な役割を果たした。事故後10年以内に、沖合海域(水深が25mより深い海域)における全相中の濃度は事故前の水準に戻ったが、沿岸海域(水深が25mより浅い海域)では、海底堆積相が他の相への長期的なCsの供給源となったため、依然として高濃度を維持していた。これは、海底堆積物中に高濃度のCsが保持されていることに起因すると考えられる。この保持は、微細粒子の割合が高いこと(湾内地域)、河川からの流入(福島県北部)、事故初期における海底堆積物表層への高蓄積と激しい鉛直混合(福島県南部)によって引き起こされた。

放射性コンクリート廃棄物の減容を考慮した合理的処理・処分方法の検討(委託研究); 令和6年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*

JAEA-Review 2026-026, 122 Pages, 2026/10

JAEA-Review-2026-026.pdf:6.82MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度から英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、さまざまな分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和5年度に採択された研究課題のうち、「放射性コンクリート廃棄物の減容を考慮した合理的処理・処分方法の検討」の令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、解体にともない大量の発生が見込まれる放射性コンクリート廃棄物に着目し、減容・減量化策の現場適用について、コンクリート廃棄物の特性評価に基づき、典型的な再資源化処理工程を想定したうえでその課題を検討し、再資源化を含む合理的な処理・処分方法を検討・評価する。令和6年度には核種移行挙動への遷移帯の寄与に関し、健全および溶脱セメント系試料中のI収着ならびに拡散試験から、Iの収着は硬化セメントペースト(HCP)が支配的であるのに対し、拡散はHCPとは異なる経路が支配的である可能性が示唆された。また、海水による劣化を受けたHCPでは空隙の粗大化にともなう実効拡散係数の増大とともに、水酸化マグネシウムの析出や2次鉱物の生成にともなう核種の移行抑制が認められた。非放射性Csを含む模擬コンクリートの骨材分離試験から骨材、微粉、粉塵へのCsの分配率を求めた。さらに、再生骨材からの核種の移行を模擬した溶出試験からは、再生骨材の吸水性や原骨材への付着モルタルの幾何学的な条件が核種の浸透および溶出に影響を及ぼすこと、また、核種移行シミュレーションからは遷移帯の影響が時間経過とともに顕著でなくなることが推察された。劣化した模擬微粉を用いた廃棄体の性状を評価し、劣化に応じた配合の最適化について検討した。一方、ウラン含有HCPの浸出液のUの大部分はCaやSiを含まないU(VI)の炭酸錯体であること、粗骨材、細骨材を含むコンクリートから調製した微粉を固化した廃棄体からのCs、Iの浸出は顕著ではないことがわかった。放射性コンクリート廃棄物管理シナリオを検討し、クリアランス、地下構造物の原位置保管、限定再利用の順に廃棄物減量効果が大きく、骨材再生の効果について詳細な検討が必要であることを明らかにした。

Interactions between U-Zr-O and concrete near the melting range of concrete

須藤 彩子; 佐藤 拓未; 永江 勇二

Journal of Nuclear Materials, 632, p.156936_1 - 156936_16, 2026/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156936

現在の溶融コリウムコンクリート反応コードは溶融プール初期温度が2000C付近で行われた炉心材料とコンクリートの大型反応試験に基づいて設計されている。U-Zr-Oのような亜酸化物はコンクリート溶融付近の低温でコンクリートと反応する可能性がある。コンクリート溶融付近での溶融コリウムコンクリート反応の調査はシビアアクシデント解析の高度化のため必要不可欠である。コンクリートとU-Zr-Oの小規模反応試験(Ar雰囲気下、1200Cおよび1300Cで2時間保持)を行った結果、Si-Zr-U-O層が反応界面で観測された。1500Cで2時間保持した結果、(i) Si-Zr-U-O層、(ii) (U,Zr)Oおよびコンクリート、(iii) Si-Zr金属の3層が観測された。熱力学解析によると、Caは(U,Zr)Oに固溶し、一方でSi-Zr-U-O層にUは入らないことが示された。この違いは計算が炉心材料とコンクリートが完全に混ざり合ったことを前提としているため起こる。本研究から、1200C-1500Cの温度領域ではU-Zr-Oとコンクリート間の反応層は温度上昇によって厚くなり、また、組成は熱力学解析だけでは完全に予測できないことが示された。

An Artificial neural network assisted approach for developing onset of significant void correlations in subcooled flow boiling

Nguyen, T.-B.; 廣瀬 意育; 佐藤 聡; 安部 諭; 柴本 泰照; 大川 富雄*

Nuclear Engineering and Design, 457, p.115036_1 - 115036_20, 2026/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2026.115036

The onset of significant void (OSV) is a critical parameter in the thermal-hydraulic design and safety analysis of nuclear reactors. However, existing OSV prediction models suffer from a fundamental lack of consensus regarding the underlying trigger mechanism, with various mechanistic models relying on conflicting assumptions such as bubble detachment, thermal-hydrodynamic limits, or global bubble coalescence. This study develops a novel, simplified prediction model by leveraging artificial neural network (ANN) to resolve these uncertainties and identify the most influential physical drivers. Initially, an ANN framework was employed as a robust analytical tool to evaluate the complex interdependencies among various thermal-hydraulic parameters across an extensive experimental database. Through this systematic feature selection, the complexity of OSV prediction was distilled from numerous variables down to only two primary dimensionless parameters that capture the core physics of the phenomenon. The resulting model provides a direct prediction that transcends the limitations of conflicting theoretical assumptions while maintaining high physical consistency. Benchmarking results demonstrate that the proposed model achieves a substantial improvement over established classical correlation. Furthermore, the model exhibits exceptional geometric robustness, maintaining high predictive accuracy across round tubes, annular, and rectangular channels. By providing a highly accurate and physically grounded tool, this research offers a superior alternative for estimating axial void fraction profiles and enhancing safety margins in light water reactors.

大熊分析・研究センター 放射性物質分析・研究施設第1棟における1F廃棄物分析(2024年度活動報告)

大熊分析・研究センター

JAEA-Technology 2026-007, 82 Pages, 2026/09

JAEA-Technology-2026-007.pdf:8.05MB

2024年度に大熊分析・研究センター放射性物質分析・研究施設第1棟(第1棟)で実施した東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃棄物に対する分析の内容及び結果について報告する。2024年度は、瓦礫コンクリート、土壌、焼却灰、水処理二次廃棄物(炭酸塩スラリー及び鉄共沈スラリー)、瓦礫金属及び解体瓦礫を対象試料とし、放射性核種を分析した。核種分析方法は、国の補助事業を通して1F廃棄物分析のために新たに開発した手法を適用し、測定対象を、東京電力ホールディングス株式会社の分析計画における必須核種であるCo-60,Cs-137,Sr-90,Ni-63,Pu-238,Am-241,Cl-36,Tc-99,I-129,C-14の10核種とした。また、2024年度は第1棟の本格操業初年度となることから、その分析については、廃棄物の処理・処分の安全性の見通しを得る上での性状把握を目的とした分析値の取得という本質的な目的に加え、コンクリート、土壌、水処理二次廃棄物等様々な試料への分析手法の適用性を確認することも目的とした。このため、本報告では分析結果を得るのみならず、試料マトリクスの違いが分析に与える影響を評価すること、様々な試料への当該分析手法の適用性を評価することにも着目した。大熊分析・研究センターでは、これまでに1F廃棄物のための簡易・迅速な新しい分析手法を開発するとともに、その分析手法の1F廃棄物試料への適用性を確認することを目的として、最も主要なマトリクスであるコンクリート試料を用いた分析手法の妥当性確認を実施してきた。2024年度は、当該分析手法をコンクリートも含めた様々な試料へ適用し、各試料に対する分析手法の妥当性を確認することでその適用性を評価した。妥当性評価については、共存する放射性核種等の測定干渉の影響を受けることなく対象の測定ができ、目標とする検出下限値であるトレンチ処分の基準線量相当濃度が達成できることを確認した。その結果、すべての試料の種類において妥当性基準を満足し、コンクリート以外のマトリクスへの本分析手法の適用性を確認することができた。また、本件では、試料の違いが分析に与える影響を化学分離操作の回収率及びその標準偏差により評価した。その結果、ほとんどの試料の種類及び測定核種において、分析手法開発時に対象としたマトリクスであるコンクリート試料と同等の回収率及びその標準偏差が得られた一方で、土壌及び焼却灰のCl-36については、回収率の低下が確認された。これによる検出下限値等手法の妥当性への影響は測定時間を長くすることで対応できる程度であるが、今後より低い検出下限値への要求に十分対応できない可能性があり、分析手法の改善の必要性が課題として確認された。

PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発(委託研究); 令和6年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 千葉大学*

JAEA-Review 2026-024, 60 Pages, 2026/09

JAEA-Review-2026-024.pdf:6.56MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度から英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、さまざまな分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和5年度に採択された研究課題のうち、「PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発」の令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、ミー散乱ライダー・ラマン散乱ライダーによる漏洩箇所検出の研究を千葉大学にて実施した。PCVから建屋内に気体の漏洩があれば、ミー散乱のデータから大気と構造物表面からの後方散乱を時間分解することにより、その気流のエアロゾルの動き・濃度変化を信号強度の時空間変動として検出できる。一方、ラマン散乱の信号強度の時空間変動からは気流の空気密度や水蒸気量の変化を検出できる。このため、ミー散乱、ラマン散乱のいずれについても、実験室での模擬的なテストを実施してエアロゾルと気体種の濃度と流量分布を導出し、気体の漏れ方や流量とライダーによる検出感度の関係を系統的に調べた。また、フラッシュライダーとシアログラフィーによる漏洩箇所の可視化の研究をレーザー技術総合研究所にて実施した。ハイパースペクトル型フラッシュライダーの開発に関しては、令和5年度の干渉フィルターで単一波長を取り出す方式からグレーティングで波長分散を与えて数種類のガス等を同時に記録できる方式に変更し、フラッシュライダーの性能を検討した。また、シアログラフィー光学系の開発に関しては、令和5年度に開発したマイケルソン干渉計型のシアログラフィーシステムの光源を高出力パルスレーザーとし、CMOSカメラをICCDカメラに変更し、測距性能を有するシアログラフィー技術を検討した。

ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究(委託研究); 令和6年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東海国立大学機構*

JAEA-Review 2026-018, 141 Pages, 2026/09

JAEA-Review-2026-018.pdf:14.13MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度から英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、さまざまな分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和5年度に採択された研究課題のうち、「ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究」の令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1F1号機原子炉格納容器(PCV)の内部調査で観測されたペデスタル鉄筋コンクリート部材において、鉄筋を残したままコンクリートだけ崩落するという1号機固有の損傷状態に着目し、発生メカニズムを調査・検証を実施した。コンクリート固有の要因では、(1)高温による短期の溶解メカニズムの調査として、セメントペーストと骨材、その混合物の高温加熱実験による加熱挙動の取得、高温作用下での相組成変化や溶融挙動の熱力学的相平衡計算による整理、高温曝露後の吸水挙動を再現する数値モデル開発を実施した。(2)温度履歴による長期の溶解メカニズムの調査では、ペデスタル部の温度・注水履歴を模擬した曝露実験から、高温加熱後の経時膨張量の測定と水分供給による膨張挙動を評価した。次に、特殊な外部環境要因の調査・検証では、(1)燃料デブリの伝熱解析によるコンクリート熱条件の評価として、事故シナリオ等を参照して1号機PCVにおけるデブリ堆積時の境界条件等の解析パラメータを整備、伝熱解析によりコンクリートの熱分布を評価した。また、(2)要素挙動試験と総合試験として、水蒸気や温度がコンクリート材の変質挙動に及ぼす影響について、コンクリート材の水蒸気雰囲気での高温保持小規模試験を実施し、水蒸気の有無におけるコンクリート崩落挙動を評価した。また、ウラン酸化物を含む亜酸化模擬燃料デブリとコンクリートの高温反応試験を実施し、燃料デブリとの反応によるコンクリート破損挙動を評価した。本研究により、1F1号機固有のコンクリート損傷発生メカニズムに関する総合的知見を得た。

Probing the nuclear interaction radius with single-proton transfer reactions

Liu, R.*; Yan, S.*; 西尾 勝久; 牧井 宏之; Orlandi, R.; 他17名*

Chinese Physics C, 50(9), p.094004_1 - 094004_6, 2026/09

https://doi.org/10.1088/1674-1137/ae7ff6

In this work, the measurements of (O, N)Co transfer reactions were carried out and Distorted Wave Born Approximation calculations were employed to reproduce the experimental data with the systematic heavy ion optical potential to investigate the interaction radius. The Coulomb barrier radii were determined to be 9.580.35 fm and 9.830.37 fm for O+Fe and O+Fe, respectively. The maximum distances between two nuclei surfaces were calculated to be 0.680.35 fm for O+Fe and 0.850.37 fm for O + Fe in this work, which provide a clear physical picture of the distance between two nuclei surfaces in single-nucleon transfer reactions.