Heat transfer coefficient modeling for downward saturated boiling flows in vertical pipes

和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊詞*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 249, p.127219_1 - 127219_16, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2025.127219

Two saturated boiling heat transfer correlations for downward flows in vertical circular pipes depending on wall superheat or wall heat flux as input parameters were developed based on a heat transfer experimental database. Owing to the absence of heat transfer correlations specifically developed for downward flows, existing heat transfer correlations for different flow directions were evaluated to determine their applicability to predicting the downward flow heat transfer coefficient. The results revealed that even the most accurate correlation showed a mean absolute percentage error (MAPE) of 66.5%, highlighting the need for improving predictive performance. In response, the downward flow heat transfer correlation was modeled by integrating a nucleate boiling heat transfer term and a forced convection heat transfer term. The Dong-Hibiki correlation, a two-component, two-phase heat transfer correlation for downward flows, was adopted for the forced convection heat transfer term. The Forster-Zuber correlation, developed as a wall superheat function, and the Cooper correlation, developed as a wall heat flux function, were used for the nucleate boiling term to develop the heat transfer correlations where either wall superheat or wall heat flux is known. Notably, the Dong-Hibiki correlation has been validated over a wide range of experimental conditions. A correction factor was applied to the nucleate boiling term to address errors caused by applying Foster-Zuber and Cooper correlations to downward flows. The two developed correlations achieved an MAPE value of approximately 20%, representing an improvement of roughly 40% over existing correlations of heat transfer coefficients.

福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究(委託研究); 令和5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; 東京大学*

JAEA-Review 2025-015, 73 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-015.pdf:5.9MB

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5年度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、様々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3年度に採択された研究課題のうち、「福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究」の令和3年度から令和5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、英国研究者との協力の下、高度な粒子検出及び特性評価システムとエアロゾルの分散制御を同時に組み込んだ安全なレーザー除染システムの開発を目指している。エアロゾル分散制御については、単純な機械的封じ込めフードから光学レーザーシールドに至るまでの新しい封じ込め方法を共同で調査する。日本側は、レーザー切断及び除染用途での放射線リスクを低減するため、ウォーターミストとウォータースプレーの利用に基づく放射性分散制御方法を開発する。英国側から提供されたエアロゾル粒子のデータに基づき、エアロゾルスクラビングの効率を高める可能性を調査する。また、エアロゾル粒子とウォーターミスト粒子の間の引力向上させるための電荷付与の効果を確認する。英国側は、エアロゾルのレーザー閉じ込め法を開発しており、スプレースクラビングにおいてエアロゾル粒子とミストの凝縮を改善するための実験を行う。エアロゾル除去技術と戦略の開発は、包括的な実験と計算研究によって実行される。実験はUTARTS(東京大学エアロゾル除去試験施設)で行われ、レーザー除染や切断とスプレー操作の同時作業等を検証する。また、CFDモデルのより適切な検証を実行できる高空間分解能データを取得するためエアロゾル測定を実施する。検証済みのCFDモデルは、効果的で安全な除染及び廃炉計画を作成するために、様々なレーザー操作シナリオで確認する。最終年度においては、実スケールでの作業及び除染効果を検証するため、モックアップ試験を実施し、本研究により構築した除染システムを評価検証する。

Particle arrangements and optical changes induced by the water swelling of melanin-like polydopamine layers

渡邉 拓*; 前島 結衣*; 上田 祐生; 元川 竜平; 高畠 愛*; 武田 真一*; 不動寺 浩*; 岸川 圭希*; 桑折 道済*

Langmuir, 41(34), p.22762 - 22773, 2025/09

https://doi.org/10.1021/acs.langmuir.5c01855

メラニン粒子の集合構造、つまりメラニンポリドーパミン(PDA)層で被覆されたコロイド粒子は、鮮やかな構造色を作り出す。PDA層の厚さは粒子の配列や光学特性に影響を与えるが、その根本的なメカニズムについては議論が続いている。我々は、PDAの水膨潤特性が、溶液中でのこれらの粒子の分散と凝集を支配する重要な要因であることを実証した。乾燥状態と湿潤状態の詳細な比較から、PDA層は水分子を容易に吸収し、厚い層では著しい膨潤を引き起こすことが明らかになった。PDA層の膨潤は、粒子が水中で分散したままか、部分的に凝集したままかを決定し、最終的には水が蒸発した後の乾燥状態での粒子配列を制御した。これらの知見は、コロイド粒子の自己組織化に関する洞察を提供し、周期的な粒子秩序を調整する戦略を提供する。この特徴は、光学技術やセンシング技術における様々な応用にとって極めて重要である。

連携計測による線源探査ロボットシステムの開発研究(委託研究); 令和5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; 東北大学*

JAEA-Review 2025-011, 74 Pages, 2025/08

JAEA-Review-2025-011.pdf:5.31MB

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、英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス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、様々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。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「連携計測による線源探査ロボットシステムの開発研究」の令和3年度から令和5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、ガンマ線の飛来方向を検出可能な検出器を開発し、これを搭載した複数のロボットの連携により、単一センサーでは得られない広視野・迅速・安価な放射線源探査を実現するロボットシステム(Cooperative Operation Robot system for RAdiation Source Exploration: CORRASE、コラッセ)を開発することを目的とする。令和5年度は、これまでの研究で得られた成果を結集させて線源探査に関する実証試験を中心に研究を実施した。ガンマ線の飛来方向を検出可能な指向性検出器として、8個のBGOシンチレータと遮蔽体を用いた多面体型指向性検出器を製作した。この検出器とIMU(Inertial Measurement Unit)、LiDAR(Light Detection And Ranging)を多脚ロボットに搭載したシステムを3組構築し、連携計測による線源探査実験を行った。7.85.3mの部屋に障害物及び模擬放射能汚染源として10MBqのCs密封線源を配置して線源探査実験のための未知環境とした。本システムを用いて環境地図の作成、探索計画の立案、放射線カウントのヒートマップ作成、計算された最適観測配置からの線源イメージングを行った。得られた環境地図と線源イメージを融合させて表示することに成功し、3台のロボットシステムの連携により模擬放射能汚染源の位置の特定に成功した。以上の成果から、本研究では広視野・迅速・安価な放射線源探査を実現するロボットシステムの開発に成功し、当初の目標は達成されたと結論できる。

Complete genome sequences of isolated from the radioactive element-containing water in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

土津田 雄馬; 谷口 愛樹*; 後藤 恭宏*; 林 哲也*; 黒川 顕*; 藁科 友朗*; 金井 昭夫*; 北垣 徹

Microbiology Resource Announcements (Internet), p.e00769-25_1 - e00769-25_3, 2025/08

https://doi.org/10.1128/mra.00769-25

福島第一原子力発電所2号機内滞留水から分離された黄色のコロニーを形成する4つの細菌株をと同定した。本研究では、ショートリードおよびロングリードのシーケンシング技術を組み合わせてアセンブルした、これらの菌株の全ゲノム配列を報告する。

中赤外レーザー分光によるトリチウム水連続モニタリング手法の開発(委託研究); 令和5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; 自然科学研究機構*

JAEA-Review 2025-009, 48 Pages, 2025/07

JAEA-Review-2025-009.pdf:2.19MB

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5年度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、様々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3年度に採択された研究課題のうち、「中赤外レーザー分光によるトリチウム水連続モニタリング手法の開発」の令和3年度から令和5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、中赤外レーザーを用いたキャビティリングダウン計測システムによる「濃度60Bq/ccレベル」トリチウム水短時間計測の原理実証を行った。令和5年度は、(1)キャビティリングダウン装置に関する研究及び(2)環境条件下における水素同位体組成評価と標準試料作製(再委託先: 弘前大学)を行った。(1)については、核融合科学研究所の計測実験棟2F実験室に光学ベンチを用意し、各水素同位体濃度のレーザー吸収分光を行うことで、測定感度の評価と計測指針の作成を行った。さらに、令和4年度までに実証した、量子カスケードレーザーの光増幅を発展させ、狭線幅の量子カスケードレーザー増幅と波長可変試験を行った。その結果、波長4.3mの量子カスケードレーザーを鉄イオン添加媒質を用いたレーザー増幅器で光増幅を行い、最大出力390mWを挟線幅30MHz以下で得た。試験結果に基づき、更なる高性能化と他分野への展開についてまとめを行った。(2)においては、標準試料の作製として市販の重水試薬をBG水(トリチウムフリー水)で希釈し、約100Bq/Lの標準試料を作製した。屋内外の同位体比計測については、トリチウム測定用高時間分解能大気水蒸気捕集装置を用いて、パッシブ法(月間)でトリチウムの測定を行い、日々の水素同位体比(D)測定を行って、弘前市の大気水蒸気についてDとトリチウム濃度の関係を評価した。以上より、中赤外レーザーを用いたトリチウム水短時間計測の原理実証を行った。

HTTRを用いた安全性実証試験の完遂; 炉心流量喪失試験(出力100%(30MW)で炉心冷却を停止)

長住 達; 長谷川 俊成; 中川 繁昭; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 七種 明雄; 野尻 直喜; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; et al.

JAEA-Research 2025-005, 23 Pages, 2025/07

JAEA-Research-2025-005.pdf:2.68MB

高温ガス炉の異常状態での安全性を示すため、HTTRを用いて安全性実証試験を行った。制御棒による停止操作の失敗事象を模擬した状態で、原子炉熱出力100%(30MW)での定常運転時に1次ヘリウムガス循環機を急停止させ、炉心の強制循環冷却機能が全喪失した後の原子炉出力および原子炉圧力容器まわり温度の経時変化データを取得した。事象発生(冷却材の流量がゼロ)後、炉心温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより原子炉熱出力は速やかに低下し、再臨界を経て低出力(約1.2%)の安定な状態まで原子炉出力が自発的に移行することを確認した。また、原子炉圧力容器表面から、その周囲に設置されている炉容器冷却設備(水冷パネル)への放熱により、低出力状態で原子炉温度を一定化させるために必要な除熱量が確保されることを確認した。このように、出力100%(30MW)で炉心強制冷却を停止したケースにおいて、能動的停止操作をせずとも原子炉の状態が事象発生から安定的(安全)状態へ移行すること、すなわち高温ガス炉の固有の安全性を実証した。

Non-condensable gas accumulation and distribution due to condensation in the CIGMA Facility; Implications for Fukushima Daiichi Unit 3 (1F3)

Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照

Progress in Nuclear Energy, 185, p.105771_1 - 105771_13, 2025/07

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2025.105771

This study, motivated by previous TEPSYS analysis, examined how different temperatures on the 4th and 5th floors of the Fukushima Daiichi Unit 3 reactor building (R/B) influenced non-condensable gas distribution during the 2011 severe accident. Understanding this is vital for assessing risks related to gas accumulation, especially since the hydrogen explosion may have involved multiple stages. An experimental study was conducted using the CIGMA facility, designed to mimic the R/B structure, where steam and helium (as a substitute for hydrogen) were injected for 10,000 seconds to simulate leakage. Two cooling conditions were tested: 50C (Case 1) and 90C (Case 2). Results showed that the highest concentration of non-condensable gases was often found downstream rather than near the injection point. In Case 1, after 10,000 seconds, helium concentration reached 65% in the middle region (4th floor) and 45% in the top region (5th floor). Analysis indicated that the gas mixture in the middle region posed a potential detonation risk. This study offers crucial insights for enhancing safety measures and risk mitigation strategies in nuclear reactor designs.

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故のMELCORを用いた施設内の熱流動解析モデルの検証

吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史

JAEA-Research 2025-003, 24 Pages, 2025/06

JAEA-Research-2025-003.pdf:2.06MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(RuO)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。揮発性Ruは施設内を移行する過程で床面に停留するプール水中の亜硝酸によって化学吸収が促進されることが想定され、施設内の硝酸-水混合蒸気の凝縮水量がRuの施設内での移行に重要な役割を担う。当該事故の施設内の熱流動解析では、水の熱流動を解析対象とするMELCORコードを用いている。解析では、凝縮の支配因子である蒸発潜熱が、事故時での施設内の温度帯域で同程度であることから硝酸をモル数が等しい水として扱っている。本報では、この解析モデルの妥当性を確認するために、MELCORの制御関数機能を用いて硝酸-水混合蒸気を水蒸気で近似することによって生じる誤差を補正する解析モデルを作成し解析を実施し補正効果を比較することで従来の解析モデルの妥当性を確認した。その結果、補正解析モデルの適用によって各区画のプール水量の分布は変化するものの施設内のプール水量の総和には影響しないことを確認した。

Input data preparation for PWR large-break LOCA analysis with RELAP5/MOD3.3 code

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2025-005, 106 Pages, 2025/06

JAEA-Data-Code-2025-005.pdf:2.93MB

JAEAでは、加圧水型軽水炉(PWR)解析のためのRELAP5/MOD3.3コードの入力データを、主に大型非定常実験装置(LSTF)の参照4ループPWRである敦賀発電所2号機の設計情報を基に作成してきた。PWR解析に関する代表的なOECD/NEAの活動として、BEMUSEプログラムの枠組みにおける低温側配管大破断冷却材喪失事故(LBLOCA)の計算が挙げられる。また、わが国の新規制基準に係るPWRの炉心損傷防止対策の有効性評価事象には、低温側配管LBLOCA時の非常用炉心冷却系(ECCS)の再循環機能喪失事象が含まれる。本検討において、PWRの安全設計上想定すべき設計基準事故の一つであるLBLOCAを解析するための入力データを整備した。本報告書では、PWRLBLOCA解析の入力データの主な特徴を示す。PWRの原子炉容器、加圧器(PZR)、高温側配管、蒸気発生器(SG)、SG二次系、クロスオーバーレグ、低温側配管、ECCSなどをモデル化し、参照4ループPWRを2ループで模擬した。その際、PZRは3ループ分を模擬するループAに接続し、破断口は1ループ分を模擬するループBに設置した。PWRのコンポーネントのノード分割は、LSTFのコンポーネントのノード分割を参照した。また、PWRLBLOCA解析の主な入力データに対して、解釈を加えるとともに、設定根拠などの付加情報を提供した。さらに、整備した入力データを用いて、ECCS再循環機能喪失事象を対象とした過渡解析を実施した。RELAP5/MOD3.3コードによる既往研究の計算と比較することにより、過渡解析は概ね妥当であることを確認した。加えて、RELAP5/MOD3.3コードを用いて感度解析を実施し、破断口の流出係数や代替再循環注水流量が燃料棒被覆管表面温度に及ぼす影響を明らかにした。本報告書では、設定した条件の範囲内での感度解析結果について示し、ECCS再循環機能喪失事象に対する既往研究の計算内容の一部を補完する。