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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
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.
Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 勝山 仁哉
Nuclear Engineering and Design, 442, p.114222_1 - 114222_15, 2025/10
For near-term application, coated-Zr alloy claddings show potential for enhancing safety by providing better oxidation resistance and minimizing hydrogen absorption under design-basis accidents (DBA). This benefit could extend the burnup and operational cycles of fuel rods. In assessing safety, reactivity-initiated accidents (RIA) are considered as one of the DBA conditions. The current safety criteria for high-temperature oxidation failure, one of the failure modes linked to RIA, are defined by peak fuel enthalpy values that range from 205 to 270 cal/g. This wide variability presents challenges when attempting to generalize criteria for modified-Zr alloy claddings with superior oxidation resistance. Therefore, it may be more relevant to apply failure criteria based on embrittlement mechanisms, such as oxygen concentration in the 
-Zr phase. This study aimed to assess the failure based on both peak fuel enthalpy and cladding embrittlement by analyzing previous NSRR experiments conducted with conventional materials using the RANNS fuel performance code. The findings suggest that the failure criteria associated with cladding embrittlement can provide a rational evaluation of failure behavior compared to the existing criterion based on peak fuel enthalpy. The local failure criterion leading to the formation of through-wall cracks during quenching is consistent with Chung's proposal (NUREG/CR-1344): -Zr thickness of 
0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.
相馬 秀; 石垣 将宏*; 柴本 泰照
Annals of Nuclear Energy, 219, p.111455_1 - 111455_12, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Containment venting is one of the accident mitigation measures during severe accidents in nuclear power plants for preventing overpressure failure of the containment vessels. Because of the capability of releasing hydrogen generated in the containment vessel, the hydrogen risk can be also reduced. In this study, we conducted experiments with the large-scale test facility CIGMA to investigate the light gas transport during the venting action, mainly focusing on the effect of sump water boiling caused by the vent. The CIGMA test vessel initially pressurized by steam, air, and helium (hydrogen simulant) that formed a helium-rich density stratification was depressurized with and without sump water, with different venting flow rates, and at different venting positions. As the sump water became a steam source due to flash boiling, the helium stratification was diluted and the venting time increased twofold compared to the case without sump water, which significantly affected the amount of helium discharged to the atmosphere. Especially for the high venting flow rate condition, the amount of helium remaining in the vessel at the end of depressurization was half that of the case without sump water. Lowering the venting position from within the initial stratification to 3 m below its interface led to a threefold increase in the amount of helium remaining at the same low pressure, because of the longer time until the helium-rich stratification reached the venting position.
Rizaal, M.; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 三輪 周平
Annals of Nuclear Energy, 218, p.111433_1 - 111433_10, 2025/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The release of iodine in a case of severe nuclear accident is directly linked to short-term radiological consequences. This concern raises issues in understanding the chemical forms of the transported iodine to devise proper accident management measures/strategies. In contributing to such efforts, this work presents experimental and theoretical approaches to defining the impact of molybdenum as a semi-volatile fission product toward iodine speciation in the gas phase. Given humid atmospheric conditions with different oxygen potentials, the interactions were revealed through the reaction products consisting of both gas and aerosols upon their transport and condensation in the temperature range of 1150-450 K. Through thermodynamic equilibrium calculations where new thermodynamic data of cesium molybdates have been incorporated, the experimental observation was reproduced, hence general interaction mechanism was proposed in this work.
荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.
Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。
Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Energy, 185, p.105771_1 - 105771_13, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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: 50
C (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.
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。
佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照
Nuclear Engineering and Design, 437, p.114020_1 - 114020_14, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)沸騰遷移後(ポストBT)の熱伝達は、軽水炉における異常過渡および事故時の被覆管表面のドライアウト継続時間やピーク温度を分析する上で不可欠である。ドライアウト継続時間の評価には、リウェット現象が非常に重要だが、高流量および高熱流束条件下でのリウェット速度に関する実験データベースが不足しているため、モデルの開発および検証に十分なデータが存在しない。そこで、単管実験装置を用いて、幅広い熱水力条件下でステップ状の境界条件の変化によって生じるリウェット速度に関するデータベースを構築した。このデータベースと得られたリウェット速度の特性に基づいて、リウェット速度の実験的相関式を提案した。この相関式は、ステップ状過渡変化における液相または気相の質量フラックスの変化をパラメータとして用いることで、リウェット速度を正確に予測する。これは、再冠水過程と比較して、極めて高い質量流束条件下では、液膜前面近傍における気相または液相の質量流束の変化がリウェットに強く影響することを示唆している。
富田 涼平; 富田 純平; 鈴木 大輔; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2025/05
本研究では、大型二次イオン質量分析装置の粒子自動計測機能と粒子マニピュレーション技術を組み合わせることによって、複数のウラン粒子を単一粒子と誤認させるミキシング効果を除去し、より正確に試料内のウラン同位組成の分布を取得する手法を考案した。複数のウラン同位体組成を含む試験試料を作成し、従来法と新法でそれぞれ分析を実施し、結果の比較を行った。従来法はミキシング効果により複数のウラン粒子の同位体組成が平均化された試料内に存在しない誤った結果を多く含んでいたが、新法では粒子マニピュレーションによりミキシング効果を除去することで試料に含まれるウラン同位体組成を正確に取得することに成功した。
廣内 淳; 高原 省五; 渡邊 正敏*
Journal of Radiological Protection, 45(2), p.021506_1 - 021506_13, 2025/05
被引用回数：0屋内退避は原子力発電所事故時の放射線被ばくを緩和するための重要な防護措置である。吸入被ばくを低減する屋内退避の効果は一般的に屋内外の積算線量の比である低減係数を用いて評価される。屋内での線量は主に自然換気率、浸透率、室内での沈着率に依存する。加えて、自然換気率は風速に依存する。今までの研究では、低減係数は一定値として扱われるか、風速一定の条件で計算された。しかしながら、実際には風速は変動する。本研究では風速の時間変化による低減係数への影響を調査し、これら変動を考慮するための簡易的な補正方法を開発した。結果として、風速の時間変化はファクター2程度の低減係数の違いを生じさせることを示した。さらに簡易補正方法を用いることで、補正した低減係数は、実際の風速変動を利用して計算した低減係数と平均で10%以内で一致した。さらに計算コストは20倍以上削減できることを示した。
和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 239, p.126598_1 - 126598_18, 2025/04
被引用回数：1 パーセンタイル：27.01(Thermodynamics)This study reviewed the saturated boiling heat transfer research in downward flows. A database of downward flow heat transfer experiments was created using experimental studies. Saturated boiling heat transfer correlations in internal flows were collected, and no downward flow-specific heat transfer correlations were identified. The applicability of heat transfer correlations to downward flow heat transfer experiments was evaluated, and no correlation could predict the heat transfer coefficients accurately for all experimental databases. However, correlations that could predict heat transfer coefficients reasonably well were determined for each channel size. Cooper's correlation [Int. Chem. Eng. Symp. Ser. 86 (1984) 785-792] had a mean absolute percentage error (MAPE) of 11.7% for mini-channels and Kim and Mudawar's correlation [Int. J. Heat Mass Transf. 64 (2013) 1239-1256] had an MAPE of 66.5% for macro-channels. Furthermore, because the advection direction between the liquid-phase and the generated bubbles differed depending on the liquid-phase velocity in downward flows, we evaluated the prediction performance of the heat transfer coefficient for the liquid-phase velocity. For some experimental data, the prediction performance of the existing correlation for downward flow heat transfer worsened as the advection velocity of the bubbles decreased. This result is one of the issues to be addressed in the future development of heat transfer correlations.
福島マップ事業対応部門横断グループ
JAEA-Technology 2024-017, 208 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-017.pdf:27.32MB
東京電力(株)福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和5年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。モニタリングの重要度を相対的に評価するスコアマップを作成するとともに、スコアの年次変化について分析した。海水中のトリチウム濃度の評価結果を原子力規制庁へ報告する体制を構築・運用し、ALPS処理水の海洋への放出前後のトリチウム濃度の変動について解析評価した。令和5年度までに総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングの測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。階層ベイズ統計手法を用いて、令和5年度調査での走行サーベイや歩行サーベイ等の調査により取得した空間線量率分布データを統合し、空間線量率統合マップを作成した。避難指示解除区域への帰還後に想定される複数の代表的な生活行動パターンを設定し、積算の被ばく線量を算出するとともに当該地方自治体・住民に向けた説明資料を作成した。これらの他、令和5年度測定結果のWebサイトでの公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。
田代 信介; 内山 軍蔵; 大野 卓也; 天野 祐希; 吉田 涼一朗; 渡邉 浩二*; 阿部 仁; 山根 祐一
Nuclear Technology, 211(3), p.429 - 438, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)火災事故の下での放射性物質を閉じ込めるHEPAフィルターと関係付けたグローブボックス(GB)における閉じ込め安全性の評価に寄与するために、工学規模の装置を用いて代表的なGBパネル樹脂として可燃性のポリマーであるポリメチルメタクリレート(PMMA)や難燃性のポリマーであるポリカーボネートの燃焼試験を行った。燃焼試験ではPMMAやPCの質量減少速度(MLR)ならびに放熱速度(HRR)のような燃焼特性を調べた。同一寸法の平板形状のPMMAやPCの燃焼では、燃焼させるセルへの給気流量条件を変えた場合のMLRやHRRはPMMAよりPCの方が大きくかつ給気流量に対して一定であり、さらに直径を変えて断面積(S)条件も変えた場合のPMMAの燃焼におけるMLRやHRRはSに対して比例する特性が得られた。これらの結果を用いて、平板形状のPMMAやPCの断面積に対するMLRならびにHRRの関係式を導出した。
Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.53 - 59, 2025/03
This paper presents the experimental study and computational fluid dynamics (CFD) analysis on the effect of thermal radiation in the humid atmosphere inside the containment vessel. The experiment was conducted in the Containment InteGral effects Measurement Apparatus (CIGMA) facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The numerical analysis was carried out using the open-source CFD code OpenFOAM. The initial gas condition inside the CIGMA containment consists of three gases, helium, air, and water vapor, at room temperature 30 C and a pressure of 1 atm. Initial helium stratification was located 6 m above the bottom vessel, and its molar fraction was 55 %. The initial water vapor molar fraction was set to 0.1% in order to minimize the thermal radiation absorption by the water molecule. Pure helium was injected through a nozzle from the top, leading to increased vessel pressure and a corresponding rise in gas temperature. The numerical validation at low water vapor, i.e., 0.1% H
O, was performed by comparing the transient profile of pressure, gas molar fraction, and temperature with the experimental data. A Weighted Sum of Gray Gases (WSGG) model was implemented in the OpenFOAM solver. The numerical results showed a reasonable agreement compared to the experimental data. In addition, the numerical simulation with various water vapor mass fractions, i.e., 0.0%, 0.1%, 0.3%, 0.5%, and 60%, was performed to analyze the effect of humidity on the radiative heat transfer. The predicted temperature was overestimated when the numerical model neglected thermal radiation. Therefore, it indicated that thermal radiation should be considered when modeling the containment thermohydraulic.
曽野 浩樹
炉物理の研究(インターネット), (78), 12 Pages, 2025/03
定常臨界実験装置STACYは、「溶液燃料を用いる原子炉」から「棒状燃料及び軽水減速材を用いる原子炉」に更新改造され、2024年8月2日、13年8か月ぶりに運転を再開した。その間、許認可対応8年11か月、更新改造工事3年1か月、原子炉性能に係る使用前事業者検査4か月ほかがあった。STACYの生い立ちから運転再開に至るまでの軌跡と今後の利活用について報告する。
岡垣 百合亜; 日引 俊詞*; 柴本 泰照
JAEA-Review 2024-047, 58 Pages, 2025/02
JAEA-Review-2024-047.pdf:2.22MB
加圧水型原子炉(PWR)の事故シナリオでは、非常用炉心冷却系(ECCS)からの注水(ECC注水)により、低温及び高温の冷却材の混合が不十分な場合、温度成層が形成され、加圧熱衝撃(PTS)が引き起こされる可能性がある。その結果、原子炉圧力容器(RPV)の健全性に影響を与えることが想定されている。そのため、PTSは原子炉の安全性において重要な研究課題であり、原子炉の運転可能期間を決定するRPVの健全性評価に関連してPTS解析は不可欠である。PTS解析は、熱水力解析及び構造解析の連成解析により実施される。特に、熱水力学的側面からのアプローチでは、RPV壁面の温度勾配を予測するために、ダウンカマ(DC)の過渡温度分布に関するデータが必要とされる。したがって、将来的には信頼性の高い数値流体力学(CFD)解析が重要な役割を果たすことが期待されている。本研究では、ROCOM、TOPFLOW、UPTF及びLSTFで行われたPTSに関する実験を対象とした単相流及び二相流CFD解析について、2010年以降に発表された論文を基に、PTS解析に最も影響を及ぼす乱流モデルの観点からレビューを行った。
佐藤 聡; 日引 俊*; 池田 遼; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Energy, 180, p.105593_1 - 105593_11, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉(PWR)の冷却材喪失事故では、ダウンカマーに流入するコールドレグに注入された緊急炉心冷却(ECC)水の流れにより、原子炉圧力容器(RPV)内壁に加圧熱衝撃(PTS)が発生するリスクがある。PTSは、ECC水によるダウンカマー壁の急冷によって発生し、ECC水の温度、壁面へのジェットの衝突位置と速度、壁面上の液膜の速度、液膜の厚さ、下降流の広がりなどに強く影響される。したがって、コールドレグからダウンカマーに流出するECC水の流れは、PTS事象に強く影響する可能性がある。この流動現象を理解するために、円管からの自由流出に関する研究をレビューした。流動条件の分類、流動条件間の遷移条件、端部深さ比、円管内の流れの自由表面形状、管から流出するナッペの形状に関する実験結果は、ほぼ一致した形で得られている。これに対し、コールドレグからダウンカマーへの流れを考慮する場合、自由空間ではなく狭い隙間への流れ、円管出口の角の丸みの存在、炉心からコールドレグへ流れる蒸気流の影響など、特殊な状況での流れ場を扱う必要がある。しかし、これらの要因を考慮した先行研究は少ないため、今後蓄積すべき知見としてまとめた。
曽野 浩樹
原子力機構・原研OB会会報, (86), P. 2, 2025/01
定常臨界実験装置STACYは、「溶液燃料を用いる原子炉」から「棒状燃料及び軽水減速材を用いる原子炉」に更新改造され、2024年8月2日、13年8か月ぶりに運転を再開した。その間、許認可対応8年11か月、更新改造工事3年1か月、原子炉性能に係る使用前事業者検査4か月ほかがあった。STACYの生い立ちから運転再開に至るまでの軌跡と今後の利活用について報告する。
Cs/
Cs isotope ratio島田 亜佐子; 塚原 剛彦*; 野村 雅夫*; 武田 聖司
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 333(12), p.6297 - 6310, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Analytical)Since the Cs and Cs concentration level of environmental soil in prefectures adjacent to Fukushima is low at about 5.5
10
610
g g
, a large amount of soil is required to obtain sufficient amount to measure them precisely. Two Cs separation methods which allow to treat large amounts of leached soil solution was developed: 1) a continuous butch extraction method using calix[4]arene-bis(t-octylbenzo-crown-6) and 2) a combination method of selective Cs adsorption using ammonium phosphotangstate and anion-cation exchange resins. These methods were applied to low Cs concentration samples, and good precision of 0.82.1% in the measurement of Cs/Cs isotope ratio was obtained.
Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結
日本原子力学会誌ATOMO
, 66(11), p.565 - 569, 2024/11
原子力安全の継続的な改善のためにはリスク情報と不確かさ情報を活用した合理的な意思決定が重要であり、近年ではこれを効率的に実施するために人工知能/機械学習(AI/ML)を活用することが期待されている。本報では、原子力分野におけるAI/MLの活用例を調査し、日本原子力研究開発機構が行うAI/MLを活用した動的確率論的リスク評価(PRA)と不確かさ評価・感度解析の研究状況を紹介する。具体的には、決定論的解析コードと機械学習による代替評価モデルを柔軟に共用できる多忠実シミュレーション手法を構築することで、ランダムサンプリングを用いた動的PRAとソースターム不確かさ評価・グローバル感度解析の効率的な実施を可能とした。
