混相流　Vol.31　No.2

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** （株）原子力安全システム研究所〒000-0123 福井県三方郡美浜町佐田 64 号 TEL: (0770) 37-9100 FAX: (0770) 37-2008 E-mail: [email protected]

特集

混相流と原子力安全

*

Multiphase Flow and Nuclear Safety

三島嘉一郎**

MISHIMA Kaichiro

Abstract So far, needs for nuclear safety have much encouraged multiphase flow research, which, in return, has contributed to enhance nuclear safety. In view of this, the author has been conducting his research on gas-liquid two-phase flow related to nuclear reactor safety. This paper reviews such research history and gives some future prospects.

Keywords: Gas–liquid, Two-phase, Flow characteristics, Critical heat flux, Nuclear safety

1. はじめに私は、湯川秀樹先生にあこがれて京大理学部に入り、大学院修士課程までは理学研究科で高エネルギー物理学や原子核理論に夢中になっていた。しかし、直観的に思考する傾向のある私には理詰めの考え方に窮屈な気がし、友人の影響もあって原子力に興味を覚え、博士課程で工学研究科に移り、岐美格先生の研究室に受け入れて頂いた。そこで芹澤昭示先輩に誘われて二相流ゼミに参加した。当時、二相流に厳密な理論はなく、ほとんど経験則だと思っていたので、そこに惹かれ二相流の泥沼にはまってしまった。博士課程での研究テーマは水平管の環状噴霧流の実験だった。さしたる成果も挙げずにいたところ、1973 年のある日、岐美先生から、京大原子炉実験所で人を募集しているというお話があった。自身にはっきりした見通しもなかったので、安易な気持ちで応募し、幸い助手として採用された。当時、原子炉実験所は2 号炉増設計画を進めており、私はその2 号炉の熱水力・安全解析や安全審査に従事した。2 号炉の安全審査は 1977 年 10 月にようやく終了したが、地元との関係でなかなか着工できず、そうこうしているうち、1979 年3 月に米国でスリーマイル島（TMI）事故が発生した。衝撃的な事故であったが、その時点では、まだ遠い国の話のように受け止めていた。（実際には、その影響もあって2 号炉計画は長い間停滞し、後に撤回された。）その年の6 月に研究炉用燃料の濃縮度低減化のための日米共同研究の一環で米国アルゴンヌ国立研究所（ANL）に 1 年間、滞在することになった。原子炉実験所に入って5 年間、全く研究していなかった私は、この機会に研究生活に戻りたいと思い、大阪大学の宮崎慶次先生（当時）にANL の石井護先生（現、米国パデュー大学教授）を紹介していただいた。 ANL では、石井先生のご指導のもと、本務の合間に二相流研究をさせていただいた。その時に初めて、1970 年代半ばに、数学的に厳密な気液二相流モデルの定式化が完成していたことを知った[1]。これが私の二相流研究者としてのスタートであった。また、ANL 滞在中に開催された米国原子力規制委員会（NRC）の規制情報会議に参加し、TMI 事故の報告を聞いて、にわかに事故が身近なものになった。そして事故の教訓として、小破断LOCA（冷却材喪失事故）時の熱流動挙動の研究の必要性が認識された。またそれまで原子炉の安全評価では、結果をより厳しく予測する評価モデル（EM）による解析のみが行われてきた混相流 31 巻２号（2017） 109

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** （株）原子力安全システム研究所〒000-0123 福井県三方郡美浜町佐田 64 号 TEL: (0770) 37-9100 FAX: (0770) 37-2008 E-mail: [email protected]

特集

混相流と原子力安全

*

Multiphase Flow and Nuclear Safety

三島嘉一郎**

MISHIMA Kaichiro

Abstract So far, needs for nuclear safety have much encouraged multiphase flow research, which, in return, has contributed to enhance nuclear safety. In view of this, the author has been conducting his research on gas-liquid two-phase flow related to nuclear reactor safety. This paper reviews such research history and gives some future prospects.

Keywords: Gas–liquid, Two-phase, Flow characteristics, Critical heat flux, Nuclear safety

1. はじめに私は、湯川秀樹先生にあこがれて京大理学部に入り、大学院修士課程までは理学研究科で高エネルギー物理学や原子核理論に夢中になっていた。しかし、直観的に思考する傾向のある私には理詰めの考え方に窮屈な気がし、友人の影響もあって原子力に興味を覚え、博士課程で工学研究科に移り、岐美格先生の研究室に受け入れて頂いた。そこで芹澤昭示先輩に誘われて二相流ゼミに参加した。当時、二相流に厳密な理論はなく、ほとんど経験則だと思っていたので、そこに惹かれ二相流の泥沼にはまってしまった。博士課程での研究テーマは水平管の環状噴霧流の実験だった。さしたる成果も挙げずにいたところ、1973 年のある日、岐美先生から、京大原子炉実験所で人を募集しているというお話があった。自身にはっきりした見通しもなかったので、安易な気持ちで応募し、幸い助手として採用された。当時、原子炉実験所は2 号炉増設計画を進めており、私はその2 号炉の熱水力・安全解析や安全審査に従事した。2 号炉の安全審査は 1977 年 10 月にようやく終了したが、地元との関係でなかなか着工できず、そうこうしているうち、1979 年3 月に米国でスリーマイル島（TMI）事故が発生した。衝撃的な事故であったが、その時点では、まだ遠い国の話のように受け止めていた。（実際には、その影響もあって2 号炉計画は長い間停滞し、後に撤回された。）その年の6 月に研究炉用燃料の濃縮度低減化のための日米共同研究の一環で米国アルゴンヌ国立研究所（ANL）に 1 年間、滞在することになった。原子炉実験所に入って5 年間、全く研究していなかった私は、この機会に研究生活に戻りたいと思い、大阪大学の宮崎慶次先生（当時）にANL の石井護先生（現、米国パデュー大学教授）を紹介していただいた。 ANL では、石井先生のご指導のもと、本務の合間に二相流研究をさせていただいた。その時に初めて、1970 年代半ばに、数学的に厳密な気液二相流モデルの定式化が完成していたことを知った[1]。これが私の二相流研究者としてのスタートであった。また、ANL 滞在中に開催された米国原子力規制委員会（NRC）の規制情報会議に参加し、TMI 事故の報告を聞いて、にわかに事故が身近なものになった。そして事故の教訓として、小破断LOCA（冷却材喪失事故）時の熱流動挙動の研究の必要性が認識された。またそれまで原子炉の安全評価では、結果をより厳しく予測する評価モデル（EM）による解析のみが行われてきた

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の極大値を決める構成式として使われる。そこで、大学に戻ってから、まず、ANL で開始した低圧力・低流量条件での内管加熱環状流路のCHF 実験を継続した。注目したのは、重力の影響が無視できない低流量条件でのCHF である。加熱部上部に蓄水があり、流れが停滞した条件や下端が閉塞した流路条件では対向流制限（CCFL）によってCHF が発生する[9]。これが CHF の最小値となるが、下降流では、発生した蒸気泡の上昇が妨げられて加熱部に停滞するような流量では、さらに低い値になる[10]。また、低圧力・低流量では流動不安定が起こりやすく、それによっても CHF は低下する[11]。高流量では流れの向きによらず重力の影響が小さくなり、高クォリティでは液膜ドライアウトにより、低クォリティあるいはサブクール条件では核沸騰からの離脱（DNB）により CHF が起こる。液膜ドライアウトは沸騰水型原子炉（BWR）では沸騰遷移（BT）と呼ばれ、通常、相関式を使って限界出力（燃料集合体内で CHF が発生するような出力）として予測するが、加熱部に沿った液膜流量の変化を三流体モデルにより計算することによっても予測できる[12,13]。管群流路のサブチャンネル解析では三流体モデルを使った予測も行われている。BT の場合、加熱面の温度上昇が比較的緩やかで、BWR の異常過渡時にBT が発生しても短時間で流量が回復すれば、燃料がリウェットし焼損が回避できる。一方、 DNB は、加熱部への液流入が十分でも高熱流束のために激しい沸騰で加熱面が蒸気に覆われて温度が急上昇する現象である。DNB についても加熱面近傍の気泡充満や蒸気膜形成に基づく機構論的モデルが提案されているが、加圧水型原子炉（PWR）では相関式により DNB を予測する。 CHF に関しては、このほか矩形流路[14]や非均一加熱流路[15]の CHF に関する研究も手掛けた。これは、研究炉用板状燃料や稠密格子炉心軽水炉を対象としたものである。内管加熱環状流路については圧力の影響も調べた[16]。そして核破砕中性子源のターゲットや核融合炉ブランケットの冷却を対象に狭間隙流路[17]やミニチャンネルの CHF の研究も行った[18-20]。さらに、沸騰熱伝達による除熱の限界にも興味をもった。ここまでくればCHF 相関式というよりも極端な熱的条件での沸騰現象そのものに興味があったというべきであろう。加熱部に水が十分に供給されて気液界面で理想的に相変化が起こり得る条件でも、蒸気の分子運動によって運ばれる以上に熱は運べないとして計算されるCHF の理論式は Gambill ら [21]によって導出されていて、大気圧水の場合 224MW/m2_{である。実際には、これを実現するの} は難しく、我々の研究室で行った内径1mm の細く短い管に冷たい水を強制的に流す実験では、最高158MW/m2_の_{CHF を達成した[18]。これは分} 子運動論的CHF の 70%程度である。高熱流束を得るもう一つの考え方として、CHF 後に形成される加熱面上の蒸気膜を高サブクール水で凝縮させて壊せば高熱流束が得られると考えた。実際、 1cm 四方の平板加熱面を冷水で強制冷却する実験では、Fig. 3 のように、CHF に達した後に気泡微細化沸騰（MEB）が起こり、加熱面の焼損なしに高熱流束が観察された[22]。

Fig. 3 Boiling curve with MEB[22]. 原子炉の熱水力解析に話を戻せば、CHF 発生後の熱伝達、つまりポストドライアウト（PDO）熱伝達が燃料棒の最高温度に影響する。そこでCHF の研究に続き、噴霧流域のPDO 熱伝達の研究も手掛けた。提案したモデル[23]では Fig. 4 のように加熱面・蒸気・液滴との間の熱伝達および輻射、そして蒸気と液滴の間の熱的非平衡を考慮した。その結果、既存の実験データをよく再現できた。 2.2.2 混相流研究我々の混相流研究は、概ね原子炉熱流動に関係する気液二相流現象の理解と数値解析に必要な構成式の提案を目的とした。対象は流動様式 [4,7,24,25]、圧力損失・ボイド率[22,25-33]、液滴

Fig. 4 PDO heat transfer model. 挙動[8,34]、壁面熱伝達（PDO 熱伝達を含む） [35-37]、界面積濃度[30,38]、界面抗力[29,39]、界面熱伝達[40,41]などである。気液二相流では、流れの特性が流動様式に依存するので、数値解析では流動様式の判定が必要である。通常口径の垂直管の流動様式遷移条件の研究はANL 滞在中にすでに一段落していたが、大学に戻ってからは、ミニチャンネルや大口径管も研究対象とした。これらの流路についてはデータが少なく、また、通常口径の流路の気液二相流の構成式がどこまで適用できるのかに興味があったからである。流動様式は流路の寸法、幾何形状や姿勢、流路入口条件に依存するので、単純な相似則が成り立たない。例えば、通常口径管とミニチャンネルの垂直上昇流の流動様式を比較すると Fig. 5 のようになり [27]、ミニチャンネルでは界面張力の影響が大きく、さらにマイクロチャンネルでは流動様式は、流路の入口形状の影響が支配的となる。一方、大口径管では大気泡の界面が不安定になり、多数の小気泡を伴う変形した大気泡の出現が特徴的である[42]。通常、流動様式の遷移条件は定常・平衡状態の一次元流れに対するものが多いが、これをそのまま非定常、非平衡、助走域、多次元性流れ、形状や姿勢が変わる流路などに使えば疑問が残る。また、流れの特性を表す構成式を切り替える条件が流動様式の遷移条件と一致しない場合もある。そこで、流動様式の判別を行うかわりに、界面輸送

Fig. 5 Flow regimes in ordinary- and mini-channels[27]. 項に含まれる界面積濃度を界面積輸送方程式で解くという考えが提案された[43]。この界面積輸送方程式には界面積濃度のソースタームが含まれるが、そのモデル化には種々の条件での界面積濃度のデータが必要である。界面積濃度は、球形に近い気泡が等方的にプローブに当たるという仮定が成り立つような流れではダブルセンサープローブを用いて測定できる[44]。しかし、大口径管では変形した大気泡が出現し、ダブルセンサープローブによる界面積濃度の測定では誤差が大きくなる恐れがあり、我々は多センサープローブを用いて計測した[31,38]。流体計測に関してはこのほか、中性子ラジオグラフィによる混相流の可視化・計測も手掛けた。動態可視化のみでなく画像処理によるボイド率等の定量計測法の研究[45,46]が主であったが、液体金属二相流[29,40,41]や高温の溶融金属による水蒸気爆発の素過程に関する研究[47]にも取り組んだ。液体金属二相流を対象としたのは、水中でよく減衰し、液体金属は比較的透過しやすいという中性子の性質を利用するためである。前者は液体金属冷却炉、後者はシビアアクシデント（SA）時の熱流動現象が対象である。SA 研究はチェルノブイリ事故以降、当時の日本原子力研究所や原子力発電技術機構により国の事業として実施され、水蒸気爆発については科学研究費の重点領域の研究としても実施された。しかし、1990 年頃からSA 研究の予算は大きく削減された。混相流 31 巻２号（2017） 111

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の極大値を決める構成式として使われる。そこで、大学に戻ってから、まず、ANL で開始した低圧力・低流量条件での内管加熱環状流路のCHF 実験を継続した。注目したのは、重力の影響が無視できない低流量条件でのCHF である。加熱部上部に蓄水があり、流れが停滞した条件や下端が閉塞した流路条件では対向流制限（CCFL）によってCHF が発生する[9]。これが CHF の最小値となるが、下降流では、発生した蒸気泡の上昇が妨げられて加熱部に停滞するような流量では、さらに低い値になる[10]。また、低圧力・低流量では流動不安定が起こりやすく、それによっても CHF は低下する[11]。高流量では流れの向きによらず重力の影響が小さくなり、高クォリティでは液膜ドライアウトにより、低クォリティあるいはサブクール条件では核沸騰からの離脱（DNB）により CHF が起こる。液膜ドライアウトは沸騰水型原子炉（BWR）では沸騰遷移（BT）と呼ばれ、通常、相関式を使って限界出力（燃料集合体内で CHF が発生するような出力）として予測するが、加熱部に沿った液膜流量の変化を三流体モデルにより計算することによっても予測できる[12,13]。管群流路のサブチャンネル解析では三流体モデルを使った予測も行われている。BT の場合、加熱面の温度上昇が比較的緩やかで、BWR の異常過渡時にBT が発生しても短時間で流量が回復すれば、燃料がリウェットし焼損が回避できる。一方、 DNB は、加熱部への液流入が十分でも高熱流束のために激しい沸騰で加熱面が蒸気に覆われて温度が急上昇する現象である。DNB についても加熱面近傍の気泡充満や蒸気膜形成に基づく機構論的モデルが提案されているが、加圧水型原子炉（PWR）では相関式により DNB を予測する。 CHF に関しては、このほか矩形流路[14]や非均一加熱流路[15]の CHF に関する研究も手掛けた。これは、研究炉用板状燃料や稠密格子炉心軽水炉を対象としたものである。内管加熱環状流路については圧力の影響も調べた[16]。そして核破砕中性子源のターゲットや核融合炉ブランケットの冷却を対象に狭間隙流路[17]やミニチャンネルの CHF の研究も行った[18-20]。さらに、沸騰熱伝達による除熱の限界にも興味をもった。ここまでくればCHF 相関式というよりも極端な熱的条件での沸騰現象そのものに興味があったというべきであろう。加熱部に水が十分に供給されて気液界面で理想的に相変化が起こり得る条件でも、蒸気の分子運動によって運ばれる以上に熱は運べないとして計算されるCHF の理論式は Gambill ら [21]によって導出されていて、大気圧水の場合 224MW/m2_{である。実際には、これを実現するの} は難しく、我々の研究室で行った内径1mm の細く短い管に冷たい水を強制的に流す実験では、最高158MW/m2_の_{CHF を達成した[18]。これは分} 子運動論的CHF の 70%程度である。高熱流束を得るもう一つの考え方として、CHF 後に形成される加熱面上の蒸気膜を高サブクール水で凝縮させて壊せば高熱流束が得られると考えた。実際、 1cm 四方の平板加熱面を冷水で強制冷却する実験では、Fig. 3 のように、CHF に達した後に気泡微細化沸騰（MEB）が起こり、加熱面の焼損なしに高熱流束が観察された[22]。

Fig. 3 Boiling curve with MEB[22]. 原子炉の熱水力解析に話を戻せば、CHF 発生後の熱伝達、つまりポストドライアウト（PDO）熱伝達が燃料棒の最高温度に影響する。そこでCHF の研究に続き、噴霧流域のPDO 熱伝達の研究も手掛けた。提案したモデル[23]では Fig. 4 のように加熱面・蒸気・液滴との間の熱伝達および輻射、そして蒸気と液滴の間の熱的非平衡を考慮した。その結果、既存の実験データをよく再現できた。 2.2.2 混相流研究我々の混相流研究は、概ね原子炉熱流動に関係する気液二相流現象の理解と数値解析に必要な構成式の提案を目的とした。対象は流動様式 [4,7,24,25]、圧力損失・ボイド率[22,25-33]、液滴

Fig. 4 PDO heat transfer model. 挙動[8,34]、壁面熱伝達（PDO 熱伝達を含む） [35-37]、界面積濃度[30,38]、界面抗力[29,39]、界面熱伝達[40,41]などである。気液二相流では、流れの特性が流動様式に依存するので、数値解析では流動様式の判定が必要である。通常口径の垂直管の流動様式遷移条件の研究はANL 滞在中にすでに一段落していたが、大学に戻ってからは、ミニチャンネルや大口径管も研究対象とした。これらの流路についてはデータが少なく、また、通常口径の流路の気液二相流の構成式がどこまで適用できるのかに興味があったからである。流動様式は流路の寸法、幾何形状や姿勢、流路入口条件に依存するので、単純な相似則が成り立たない。例えば、通常口径管とミニチャンネルの垂直上昇流の流動様式を比較すると Fig. 5 のようになり [27]、ミニチャンネルでは界面張力の影響が大きく、さらにマイクロチャンネルでは流動様式は、流路の入口形状の影響が支配的となる。一方、大口径管では大気泡の界面が不安定になり、多数の小気泡を伴う変形した大気泡の出現が特徴的である[42]。通常、流動様式の遷移条件は定常・平衡状態の一次元流れに対するものが多いが、これをそのまま非定常、非平衡、助走域、多次元性流れ、形状や姿勢が変わる流路などに使えば疑問が残る。また、流れの特性を表す構成式を切り替える条件が流動様式の遷移条件と一致しない場合もある。そこで、流動様式の判別を行うかわりに、界面輸送

Fig. 5 Flow regimes in ordinary- and mini-channels[27]. 項に含まれる界面積濃度を界面積輸送方程式で解くという考えが提案された[43]。この界面積輸送方程式には界面積濃度のソースタームが含まれるが、そのモデル化には種々の条件での界面積濃度のデータが必要である。界面積濃度は、球形に近い気泡が等方的にプローブに当たるという仮定が成り立つような流れではダブルセンサープローブを用いて測定できる[44]。しかし、大口径管では変形した大気泡が出現し、ダブルセンサープローブによる界面積濃度の測定では誤差が大きくなる恐れがあり、我々は多センサープローブを用いて計測した[31,38]。流体計測に関してはこのほか、中性子ラジオグラフィによる混相流の可視化・計測も手掛けた。動態可視化のみでなく画像処理によるボイド率等の定量計測法の研究[45,46]が主であったが、液体金属二相流[29,40,41]や高温の溶融金属による水蒸気爆発の素過程に関する研究[47]にも取り組んだ。液体金属二相流を対象としたのは、水中でよく減衰し、液体金属は比較的透過しやすいという中性子の性質を利用するためである。前者は液体金属冷却炉、後者はシビアアクシデント（SA）時の熱流動現象が対象である。SA 研究はチェルノブイリ事故以降、当時の日本原子力研究所や原子力発電技術機構により国の事業として実施され、水蒸気爆発については科学研究費の重点領域の研究としても実施された。しかし、1990 年頃からSA 研究の予算は大きく削減された。

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2.3 原子力安全と気液二相流研究大学を退職して原子力安全システム研究所（INSS）に移った後は、自ら研究をすることは無くなったが、研究所では軽水炉の高経年化対策や原子力情報の収集・分析、安全解析・原子力防災に関する研究を行っている。大学の頃に比べて軽水炉の安全性に関し、はるかに現場的かつ詳細な情報が入るようになって、改めて、原子力安全について包括的に考えるようになった。しかし、極めて残念なことに、2011 年 3 月に東京電力福島第一原子力発電所（1F）で SA が発生し、大変衝撃を受けた。事故から多くの教訓を学び、原子力発電所ではハードとソフトの両面からの安全対策が実施された。SA 研究についても、我が国ではしばらく下火になっていたが、1F 事故によってその重要性が再認識され、INSS でも SA 研究を強化した。安全研究に終わりはないという戒めであろうか。あのような事故を未然に防ぐには、現象の理解に止まらず研究の成果を現場の安全対策に活かす必要がある。2016 年のノーベル医学・生理学賞受賞者の大隅良典先生は、受賞後のインタービューで基礎研究の重要性を訴えられ、同時に、「“役に立つ”という言葉が社会をダメにしている」とも言われた。その意味は理解できるが、現場に近いところで仕事をしていて思うことは、逆に、研究成果が原子力発電所の安全対策に“役に立っている”のだろうか、ということである。 1F 事故以前、SA 現象の理解は進んだが、その成果が現場の安全対策に活かされていなかった。基礎研究が重要であることは言うまでもないが、原子力発電所の安全性向上のためには、その成果を現場に橋渡しする応用研究も必要である。 Fig. 6 に原子炉熱水力・安全解析分野における数値解析手法の進化の過程を示す。安全評価では、保守的に予測する評価モデル（EM）による解析が当初から行われてきたが、TMI 事故により BE コードによる解析の重要性が認識された。以来、軽水炉事故時の現象について多くの個別効果試験や総合試験が実施され、気液二相流に関する多くの知見が得られ、その成果をもとにBE コードの開発が進められた。原子力安全研究によって気液二相流の特性に関する理解が進み、また、気液二相流研究の進展に伴って原子力安全が向上したと言えよう。そして1980 年代、計算機能力の飛躍的向上と数値解析技術の進歩に伴って機構

Fig. 6 Evolution of thermal-hydraulic and safety analysis codes.

論的物理モデルに基づく詳細解析やプラント全体の挙動を解析する大規模なシステム解析も可能になった。安全評価では、従来のEM を使った評価に並行して、BE コードによる解析を行い、その解析結果の不確かさを評価（BEPU ： Best-Estimate Plus Uncertainty）し、その結果を踏まえて安全を評価する考え方も広がっている。その場合、BE コードとそれに使われているモデルは、V&V（Verification and Validation：検証と妥当性確認）によってその性能と信頼性が確認されていることが重要である。不確かさにはV&V に使われた実験に起因する不確かさも含まれる。このため、V&V のベースとなる実験は、現象の模擬性や実機への拡張性（スケーリング）を念頭に置いて計画する必要がある。これまでに述べた安全評価は、代表事象を想定して保守的に解析・評価する決定論的評価であるが、あらゆる事象を対象とし、その発生確率と影響の大きさを評価する確率論的安全評価（PSA）の考え方もある。（リスクに着目した場合、確率論的リスク評価（PRA）とよぶ。）PSA/PRA は欧米ではすでに実施されていたが、我が国では 1F 事故後、原子力事業者の自主的安全性向上の一環として行うことになった。 3. 今後の展望前述のように、気液二相流研究の進展と計算機の能力向上、それに数値解析技術の発達とが相まって、原子炉の熱流動数値解析では詳細解析やプラント挙動解析が可能となった。その予測精度や信頼性も種々の実証試験等を通して確認され、炉心設計や設計基準ベースの想定事象（DBE）の解析において重要な役割を果たしている。今後も数値解析は、信頼できる予測により安全性を評価し、安全裕度を確認するために活用されると考えられる。DBEを超えるSAについても、事象進展予測や事故対応操作の有効性評価、事故対応要員の訓練のためにSA解析コードが重要である。米国 NRCでは、SOARCA（最先端技術に基づく原子力災害解析）プログラムを進め、数値解析を規制判断の根拠として活用している。我が国でも、原子力規制委員会は自前のSA解析コードの開発を進めようとしている。SA時には、水蒸気爆発のような超高速・非平衡現象もあれば、原子炉容器外に流出した炉心溶融物の広がりのような比較的緩慢な現象もある。また、SAに伴って放出された放射性物質の拡散・沈着のように大規模な空間スケールの現象もある。様々な時間・空間スケールの混相流現象が複雑に絡み、しかも相変化や、炉心溶融物とコンクリートとの反応のような化学反応を伴う。SA解析コードは、このようなマルチスケール・マルチフィジックスの現象を解析できる物理モデルと数値解析技術を必要とする。（事故対応などでは、むしろ簡略モデルによる迅速な計算が求められる場合もある。）これまで、原子炉熱流動分野における数値解析は、安全評価を目的としたものが多かった。一方、原子力以外の工学分野では、瞬時・局所の物理量に対する保存式を直接解く数値流体力学（CFD）が進歩し、これを駆使した機器の設計開発も行われている。原子力分野では、特段に高い安全性・信頼性を要求されるため、CFDの応用は限られている。しかし最近は、CFD技術が長足の進歩を遂げ、その応用が期待できるようになった。例えば、新型燃料集合体の開発などにおいて、実証試験を全く無くすことは難しいであろうが、このような CFDや二相流モデルをベースにした数値解析と実証試験とを相補的に実施することにより、合理的な系統・機器の設計や安全解析が可能になると期待される。前述のように、二相流モデルを使った数値解析の性能は構成式に依存する。ますます精緻化していく二相流モデルの構成式を得るために、そして、その検証のためにも、より詳細な局所の熱流体場の情報が必要となっている。そのためには先端技術を駆使した流体計測技術が必要であるが、極めて複雑な二相流現象の局所情報のすべてを計測することには限界がある。このことから測定が困難な二相流現象の素過程をCFD により把握しようとする考えがある。現時点では、このようなCFDの実用性は限定的であるが、将来、研究が進展すれば、そういった、実験による知見の取得が困難なケースの現象把握にCFDが使えるようになるかもしれない。 INSSは、前述のように、高経年化対策に関する研究も行っている。この中には、例えば、配管の腐食減肉や熱疲労などの研究も含まれている。これらの現象は、流れと構造材料との相互作用に起因する現象であり、流体現象、流体内および流体と材料の間の熱・物質移動、電気化学的反応、イオンや材料内の原子、ボイド等の移動、き裂の発生・進展など、時間・空間的にスケールの大きく異なる現象が絡んでいる。現時点では、実験室や実機で得られたデータを蓄積して、それらのデータを踏まえた経験則をもとに保守管理がなされている。将来、これまでの知見をベースにCFDも含む数値解析技術を駆使して、熱流体現象や材料の劣化事象を相互に関連させつつ予測することができれば、先手管理も可能となり、原子力安全の一層の向上につながるものと考える。 4. おわりに私の気液二相流研究の動機は、原子力安全であった。原子力のリスクをゼロにすることはできず、安全を求めての戦いに、そして安全研究にも終わりはない。目指すのは原子力発電所の安全確保であり、過去の経験に学び、将来発生し得るリスクを予測し、先手を打って備え、万一そのような事象が起こった場合には、適確に対応する必要がある。安全対策に関する意思決定において、判断の根拠を提供する有効なツールとして数値解析がある。近年、欧米ではBE コードを使った決定論的評価と確率論的評価の結果を統合して意思決定に活用することが行われている。しかし忘れてならないのは、数値解析の結果は尤もらしいと見えても正しいとは限らないことである。その性能と信頼性を担保するには、数値解析のV&V と不確かさの評価が重要である。そのためにも、気液二相流研究においては、理論的根拠や現象の模擬性、実機適用性に配慮し、かつ混相流 31 巻２号（2017） 113

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2.3 原子力安全と気液二相流研究大学を退職して原子力安全システム研究所（INSS）に移った後は、自ら研究をすることは無くなったが、研究所では軽水炉の高経年化対策や原子力情報の収集・分析、安全解析・原子力防災に関する研究を行っている。大学の頃に比べて軽水炉の安全性に関し、はるかに現場的かつ詳細な情報が入るようになって、改めて、原子力安全について包括的に考えるようになった。しかし、極めて残念なことに、2011 年 3 月に東京電力福島第一原子力発電所（1F）で SA が発生し、大変衝撃を受けた。事故から多くの教訓を学び、原子力発電所ではハードとソフトの両面からの安全対策が実施された。SA 研究についても、我が国ではしばらく下火になっていたが、1F 事故によってその重要性が再認識され、INSS でも SA 研究を強化した。安全研究に終わりはないという戒めであろうか。あのような事故を未然に防ぐには、現象の理解に止まらず研究の成果を現場の安全対策に活かす必要がある。2016 年のノーベル医学・生理学賞受賞者の大隅良典先生は、受賞後のインタービューで基礎研究の重要性を訴えられ、同時に、「“役に立つ”という言葉が社会をダメにしている」とも言われた。その意味は理解できるが、現場に近いところで仕事をしていて思うことは、逆に、研究成果が原子力発電所の安全対策に“役に立っている”のだろうか、ということである。 1F 事故以前、SA 現象の理解は進んだが、その成果が現場の安全対策に活かされていなかった。基礎研究が重要であることは言うまでもないが、原子力発電所の安全性向上のためには、その成果を現場に橋渡しする応用研究も必要である。 Fig. 6 に原子炉熱水力・安全解析分野における数値解析手法の進化の過程を示す。安全評価では、保守的に予測する評価モデル（EM）による解析が当初から行われてきたが、TMI 事故により BE コードによる解析の重要性が認識された。以来、軽水炉事故時の現象について多くの個別効果試験や総合試験が実施され、気液二相流に関する多くの知見が得られ、その成果をもとにBE コードの開発が進められた。原子力安全研究によって気液二相流の特性に関する理解が進み、また、気液二相流研究の進展に伴って原子力安全が向上したと言えよう。そして1980 年代、計算機能力の飛躍的向上と数値解析技術の進歩に伴って機構

Fig. 6 Evolution of thermal-hydraulic and safety analysis codes.

論的物理モデルに基づく詳細解析やプラント全体の挙動を解析する大規模なシステム解析も可能になった。安全評価では、従来のEM を使った評価に並行して、BE コードによる解析を行い、その解析結果の不確かさを評価（BEPU ： Best-Estimate Plus Uncertainty）し、その結果を踏まえて安全を評価する考え方も広がっている。その場合、BE コードとそれに使われているモデルは、V&V（Verification and Validation：検証と妥当性確認）によってその性能と信頼性が確認されていることが重要である。不確かさにはV&V に使われた実験に起因する不確かさも含まれる。このため、V&V のベースとなる実験は、現象の模擬性や実機への拡張性（スケーリング）を念頭に置いて計画する必要がある。これまでに述べた安全評価は、代表事象を想定して保守的に解析・評価する決定論的評価であるが、あらゆる事象を対象とし、その発生確率と影響の大きさを評価する確率論的安全評価（PSA）の考え方もある。（リスクに着目した場合、確率論的リスク評価（PRA）とよぶ。）PSA/PRA は欧米ではすでに実施されていたが、我が国では 1F 事故後、原子力事業者の自主的安全性向上の一環として行うことになった。 3. 今後の展望前述のように、気液二相流研究の進展と計算機の能力向上、それに数値解析技術の発達とが相まって、原子炉の熱流動数値解析では詳細解析やプラント挙動解析が可能となった。その予測精度や信頼性も種々の実証試験等を通して確認され、炉心設計や設計基準ベースの想定事象（DBE）の解析において重要な役割を果たしている。今後も数値解析は、信頼できる予測により安全性を評価し、安全裕度を確認するために活用されると考えられる。DBEを超えるSAについても、事象進展予測や事故対応操作の有効性評価、事故対応要員の訓練のためにSA解析コードが重要である。米国 NRCでは、SOARCA（最先端技術に基づく原子力災害解析）プログラムを進め、数値解析を規制判断の根拠として活用している。我が国でも、原子力規制委員会は自前のSA解析コードの開発を進めようとしている。SA時には、水蒸気爆発のような超高速・非平衡現象もあれば、原子炉容器外に流出した炉心溶融物の広がりのような比較的緩慢な現象もある。また、SAに伴って放出された放射性物質の拡散・沈着のように大規模な空間スケールの現象もある。様々な時間・空間スケールの混相流現象が複雑に絡み、しかも相変化や、炉心溶融物とコンクリートとの反応のような化学反応を伴う。SA解析コードは、このようなマルチスケール・マルチフィジックスの現象を解析できる物理モデルと数値解析技術を必要とする。（事故対応などでは、むしろ簡略モデルによる迅速な計算が求められる場合もある。）これまで、原子炉熱流動分野における数値解析は、安全評価を目的としたものが多かった。一方、原子力以外の工学分野では、瞬時・局所の物理量に対する保存式を直接解く数値流体力学（CFD）が進歩し、これを駆使した機器の設計開発も行われている。原子力分野では、特段に高い安全性・信頼性を要求されるため、CFDの応用は限られている。しかし最近は、CFD技術が長足の進歩を遂げ、その応用が期待できるようになった。例えば、新型燃料集合体の開発などにおいて、実証試験を全く無くすことは難しいであろうが、このような CFDや二相流モデルをベースにした数値解析と実証試験とを相補的に実施することにより、合理的な系統・機器の設計や安全解析が可能になると期待される。前述のように、二相流モデルを使った数値解析の性能は構成式に依存する。ますます精緻化していく二相流モデルの構成式を得るために、そして、その検証のためにも、より詳細な局所の熱流体場の情報が必要となっている。そのためには先端技術を駆使した流体計測技術が必要であるが、極めて複雑な二相流現象の局所情報のすべてを計測することには限界がある。このことから測定が困難な二相流現象の素過程をCFD により把握しようとする考えがある。現時点では、このようなCFDの実用性は限定的であるが、将来、研究が進展すれば、そういった、実験による知見の取得が困難なケースの現象把握にCFDが使えるようになるかもしれない。 INSSは、前述のように、高経年化対策に関する研究も行っている。この中には、例えば、配管の腐食減肉や熱疲労などの研究も含まれている。これらの現象は、流れと構造材料との相互作用に起因する現象であり、流体現象、流体内および流体と材料の間の熱・物質移動、電気化学的反応、イオンや材料内の原子、ボイド等の移動、き裂の発生・進展など、時間・空間的にスケールの大きく異なる現象が絡んでいる。現時点では、実験室や実機で得られたデータを蓄積して、それらのデータを踏まえた経験則をもとに保守管理がなされている。将来、これまでの知見をベースにCFDも含む数値解析技術を駆使して、熱流体現象や材料の劣化事象を相互に関連させつつ予測することができれば、先手管理も可能となり、原子力安全の一層の向上につながるものと考える。 4. おわりに私の気液二相流研究の動機は、原子力安全であった。原子力のリスクをゼロにすることはできず、安全を求めての戦いに、そして安全研究にも終わりはない。目指すのは原子力発電所の安全確保であり、過去の経験に学び、将来発生し得るリスクを予測し、先手を打って備え、万一そのような事象が起こった場合には、適確に対応する必要がある。安全対策に関する意思決定において、判断の根拠を提供する有効なツールとして数値解析がある。近年、欧米ではBE コードを使った決定論的評価と確率論的評価の結果を統合して意思決定に活用することが行われている。しかし忘れてならないのは、数値解析の結果は尤もらしいと見えても正しいとは限らないことである。その性能と信頼性を担保するには、数値解析のV&V と不確かさの評価が重要である。そのためにも、気液二相流研究においては、理論的根拠や現象の模擬性、実機適用性に配慮し、かつ

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信頼できる実験によるデータの取得が望まれる。気液二相流は、原子力プラントの数値解析の中心的な部分である。そして、より広く混相流は、原子力にとどまらず森羅万象に関係すると言っても過言ではない。混相流の基礎・基盤研究によりフロンティアを開拓し、技術革新を起こすことは極めて重要である。それとともに、その成果が、関係するすべての専門家の連携のもと、森羅万象の現実の問題の解決につながればと願っている。謝辞本稿で引用した研究成果は、多くの先輩と共同研究者に負うところが大である。ここに記して謝意を表したい。参考文献

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