Development of structural design optimization process for an advanced sodium-cooled fast reactor

先進ナトリウム冷却高速炉の構造設計最適化プロセスの開発

菊地 紀宏  ; 森 健郎 ; 岡島 智史 ; 田中 正暁  ; 宮崎 真之

Kikuchi, Norihiro; Mori, Takero; Okajima, Satoshi; Tanaka, Masaaki; Miyazaki, Masashi

原子力機構ではAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)を開発している。その一部として、ナトリウム冷却高速炉(SFR)を含む先進原子炉プラントでの設計最適化プロセスを支援するツール(ARKADIA-Design)の整備を進めている。われわれはSFRの機器構造の設計最適化プロセスの構築を行っている。本論文では、設計最適化プロセスの概要、プロセスにおける評価手法の概要紹介、実現可能性の検討のために実施した最適化プロセスのデモンストレーションの結果について示す。原子炉構造の設計最適化において、SFRの代表的な課題として熱過渡と地震動を考慮した代表例題に基づき、最適化プロセスの開発を行っている。本最適化プロセスでは、異なるメカニズムによる破損に対する荷重の寄与率を比べるため、最適化の目的関数の要素として破損確率を用いた。デモンストレーションを通じて、開発中の最適化プロセスが代表例題に対して最適解を提示する見通しを得た。

JAEA is developing an evaluation system aided by artificial intelligence (AI) named ARKADIA (Advanced Reactor Knowledge- and AI-aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle). A sub-system of it, named ARKADIA-Design, is being developed to support the design optimization study for an advanced nuclear plant including a sodium-cooled fast reactor (SFR). Authors are developing a design optimization process for the structure of the component in SFR. This paper describes the outline of a design optimization process, the brief introduction of evaluation methods for the process, and the result of the demonstration of the optimization process for a feasibility study. The development is being performed in a representative problem considering the thermal transient and seismic motion as a major issue in SFRs. Through the demonstration, it was confirmed that the optimization process under development may provide an optimal solution to the representative problem.