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田中 正暁; 堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 森 健郎; 岡島 智史; 菊地 紀宏; 吉村 一夫; 松下 健太郎; 橋立 竜太; et al.
第28回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/06
先進型原子炉システムの設計最適化や安全評価を支援する「AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)」の一部として、設計基準事象までの設計課題に適用する「ARKADIA-Design」の整備を進めてきた。本報では、今後の開発課題とともに、ARKADIA-Designにおける、炉心設計及び炉構造設計、並びに保全に関わる点検工程の最適化プロセスの実装状況と、最適化検討とともに個別評価におけるプラント挙動の解析に必要な複数の解析コードの連成解析技術の整備状況を報告する。
堂田 哲広; 中峯 由彰*; 吉村 一夫; 桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 菊地 紀宏; 森 健郎; 橋立 竜太; 田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 29, 6 Pages, 2024/06
ナトリウム冷却高速炉(SFR)開発で得た豊富な知識(ナレッジ)を活用するとともに、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた統合評価手法(ARKADIA)の開発の一環として、SFRの概念設計段階の最適化をサポートするARKADIA-Designを開発している。ARKADIA-Designは、3つのシステム(仮想プラントライフシステム(VLS)、評価支援・応用システム(EAS)、知識管理システム(KMS))で構成され、設計最適化フレームワークが各システムのインターフェースを通じて3つのシステム間の連携を制御する。本研究では、炉心設計最適化における例題を対象に、これまでに開発してきた設計最適化フレームワークのVLSでの連成解析及びVLSとEASとの連携による最適化の制御機能を統合したプロトタイプを構築し、設計最適化フレームワークのSFR設計最適化プロセスへの適用性を確認した。
岡島 智史; 森 健郎; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 宮崎 真之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00042_1 - 23-00042_12, 2023/08
本論文では、設計最適化のため熱過渡を受ける機器の破損確率を見積もる簡便な手順を提案する。破損確率は、機器の構造健全性の指標として多様な破損メカニズムに共通して利用できる。一回の評価に要する解析の回数を低減するため、最適化のための破損確率評価に一次近似二次モーメント法(FOSM法)を適用するとともに、実験計画法で用いられる直交表を入力パラメータ算出のための解析条件設定に利用した。また、熱過渡応力の時刻歴算出にあたり、有限要素解析に代えてランプ応答の重ね合わせを利用した。炉停止による熱過渡を受ける円筒容器の板厚最適化を行う例題を通じて、提案手法が板厚に応じた破損確率を現実的な計算コストで算出可能であることを確認した。
菊地 紀宏; 森 健郎; 岡島 智史; 田中 正暁; 宮崎 真之
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
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。
岡島 智史; 森 健郎; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 宮崎 真之
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
本論文では、設計最適化のため熱過渡を受ける機器の破損確率を見積もる簡便な手順を提案する。破損確率は、機器の構造健全性の指標として多様な破損メカニズムに共通して利用できる。一回の評価に要する解析の回数を低減するため、最適化のための破損確率評価に一次近似二次モーメント法(FOSM法)を適用するとともに、実験計画法で用いられる直交表を入力パラメータ算出のための解析条件設定に利用した。炉停止による熱過渡を受ける円筒容器の板厚最適化を行う例題を通じて、提案手法が板厚に応じた破損確率を現実的な計算コストで算出可能であることを確認した。
田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/07
原子力イノベーションにおいて民間で実施される多様な炉システムの概念検討への支援を目的とし、既往知見を最大限活用した設計最適化や安全評価を実現するAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法「ARKADIA」の開発を開始した。その一部として、設計基準事象までを対象に開発している「ARKADIA-Design」によって実現する、炉心及び炉構造分野での設計検討、並びに保守・保全計画立案に関わる最適化プロセスの具体化検討について報告する。
菊地 紀宏; 森 健郎; 岡島 智史; 田中 正暁; 宮崎 真之
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/07
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉における熱過渡荷重と地震荷重に対する原子炉容器胴部の板厚の最適解を得るためのプロセスを代表例題として設定し、炉構造設計最適化手法を整備している。熱過渡荷重に対する原子炉容器の耐性は、ナトリウム冷却高速炉の構造健全性に関する安全性評価の重要な要因のひとつである。地震による機械荷重のような異なる破損メカニズムに対して共通した尺度となるように、熱過渡に対する機器の破損確率を、目的関数の要素を構成する変数の1つとして、設定した。設定した熱過渡荷重による破損確率の評価に用いる熱過渡荷重分布を求めるために、プラント動特性解析コードによるパラメーター解析を実施する。最適解を得るためには、設計変数の条件を変更して、相当回数のパラメーター解析を実施する必要がある。設計検討において、最適化に要する時間を短縮する必要があることから、まずは、時間のかかるこのパラメーター解析の自動化方法を検討し、最適化プロセスに実装した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
田中 正暁; 堂田 哲広; 森 健郎; 横山 賢治; 上羽 智之; 岡島 智史; 松下 健太郎; 橋立 竜太; 矢田 浩基
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
日本原子力研究開発機構では、ARKADIAと呼ぶ原子炉の革新的な設計システムの開発を進めている。ARKADIAは、安全性かつ経済性を高め、脱炭素エネルギー源となる革新的原子炉の設計を実現するものである。最初の開発段階として、設計検討のためのARKADIA-Designと、安全性評価のためのARKADIA-Safetyを開発する。本報告では、ARKADIA-Designに焦点を当て、システムの概念と、マルチレベル解析及びマルチフィジックス解析を実施するための数値解析コードについて説明する。また、解析コードを組み合わせて構築する機能及び妥当性確認としての対象問題についても言及する。
森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04
長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。
鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08
安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。
本多 慶; 大平 博昭; 森 健郎
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
2008年から2012年にかけてIAEA/Monju-CRPにて「もんじゅ」炉上部プレナムの3次元熱流動解析が行われたが、どの参加国も解析と実機の熱電対プラグの温度が合わなかった。そのため、本研究では、入口条件を見直し、再解析を行った。その結果、解析と実機の熱電対プラグの温度が良い一致を見た。集合体出口の上部に整流管と温度計が取り付けられているが、その温度計位置における温度の解析結果と入口境界条件として与えた温度が一致した。また、解析と実機の温度計位置における温度を比較すると比較的一致しており、集合体出口上部に取り付けられた温度計の温度が、集合体出口の温度とみなせることが示された。これらの結果より、入口条件が妥当であることが示された。
大野 純; 森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭
Proceedings of ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2013) (DVD-ROM), 9 Pages, 2013/11
これまで「もんじゅ」の炉外燃料貯蔵槽(EVST)の過酷事故評価は1次元のフローネットワークコードSuper-COPDを用いて行われてきた。しかしEVST内の流体は自然循環によって駆動するため、過酷事故時の内部熱流動を正確に予想することは難しい。そこでEVST内部の熱流動挙動を明らかにし、フローネットワークモデルの適合性を評価するために多次元熱流動解析を実施した。この結果、EVST内の温度及び速度分布に関する多次元性の影響は小さく、上記のフローネットワークモデルの適合性はおおむね十分であることが示された。ただしフローネットワークモデルの回転ラック支持板の流動抵抗や冷却管の伝熱中心高さは、安全解析に対しては適切な範囲で保守的に設定する必要がある。
森 健郎; 素都 益武; 本多 慶; 鈴木 悟志*; 大平 博昭
Journal of Energy and Power Engineering, 7(9), p.1644 - 1655, 2013/09
高速増殖炉「もんじゅ」には、おもに貯蔵槽と冷却系から成る炉外燃料貯蔵設備を有している。独立した3ループであり、最終ヒートシンクは大気である。通常は、貯蔵槽は自然循環、冷却系は電磁ポンプによる2ループの強制循環で運転しており、崩壊熱が大きい場合には送風機を運転して崩壊熱を大気に放出する。全交流電源が喪失した場合は、冷却系の電磁ポンプ及び送風機が停止する。本研究では、全交流電源喪失が発生した場合の使用済燃料及び設備の健全性の評価を実施した。熱交換器及び空気冷却器の設置高さのずれとナトリウムの密度差によって、自然循環が発生することを確認した。自然循環冷却のループ数が2ループの場合であっても、貯蔵槽内のナトリウムの温度は約450
Cまでの上昇に留まり、使用済燃料及び設備の健全性は維持されることを評価した。本評価により、全交流電源喪失時の崩壊熱除去に必要なループ数及びナトリウムの温度挙動を明らかにした。
伊藤 敬輔; 川原 啓孝; 森 健郎; 城 隆久; 有吉 昌彦; 礒崎 和則
JNC TN9410 2005-008, 267 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-008.pdf:108.4MB
MK-Ⅲ冷却系を安定に制御できる制御定数の確認、及びプラントへ実際に外乱を印加した場合の安定性の確認を行うため、原子炉冷却材温度制御系の制御特性試験を実施した。本制御特性試験は、M系列試験、主冷却器出口温度変化応答試験及び制御棒小引抜・挿入応答試験の3項目で構成している。試験の結果、冷却材温度制御系の主送風機ベーン開度制御範囲におけるPI定数は、比例ゲイン0.36
1.12(MK-Ⅱの約1/2)、積分定数80秒が最適であることが確認できた。このPI定数に対する制御系のゲイン余裕は719dBであった。
宮本 健郎*; 杉原 正芳; 木村 晴行; 松本 宏; 小田島 和男; 今井 剛; 福山 淳*; 岡本 正雄*; 永島 孝; 山本 巧; et al.
JAERI-M 82-172, 97 Pages, 1982/11
このレポートはIAEA INTORフェーズIIAワークショップに対する国内の検討報告書の第V章に相当するものである。高周波加熱の物理検討として、イオンサイクロトロン周波数帯および低ハイブリッド周波数帯を用いた自己点火に至る主加熱、低ハイブリッド周波数帯を用いた炉心起動補助と電流駆動に重点を置いた。さらに、これらのシステムの概念設計を行なった。
吉村 一夫; 相澤 康介; 市川 健太; 森 健郎; 山田 文昭
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失を確実に防止するため、主冷却系自然循環又は原子炉容器液位確保策に失敗した場合にも炉心冷却に対応できる独立の対策として、代替崩壊熱除去手段について検討し、プラント動特性解析により炉心冷却性の観点から有効である見通しを得た。
森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆
no journal, ,
高速炉における崩壊熱除去機能喪失時の炉心損傷防止対策であるナトリウム自然循環冷却の有効性を評価するために、炉心の全集合体毎の自然循環冷却挙動を解析する解析モデルについて、もんじゅの実機試験結果を用いて妥当性の確認を行い、崩壊熱除去機能喪失事象への適用性を確認した。
森 健郎; 素都 益武; 今泉 悠也; 吉村 一夫; 深野 義隆
no journal, ,
廃止措置段階における熱的影響評価として燃料健全性を評価した。本報では、廃止措置段階での燃料の取扱いについて整理し、炉心、炉外燃料貯蔵槽、燃料池及び燃料集合体の移送中の各段階における燃料健全性に関わる保守的評価の結果を示す。
今泉 悠也; 山田 文昭; 西村 正弘; 森 健郎; 深野 義隆
no journal, ,
高速炉におけるATWSの内、原子炉の定格運転中に炉心流量を喪失するLOF、制御棒の誤引抜がなされるとするTOP、除熱源を喪失するLOHRS型事象のそれぞれについて、系統間機能依存性、余裕時間、設備容量、代表性の観点から、重要事故シーケンスを選定し、原子炉トリップ信号の一つの発信に失敗するものの、他の原子炉トリップ信号の発信により原子炉停止されるケースを対象に解析を行った。その結果、いずれのケースも炉心損傷の判断基準を下回り、炉心損傷を防止できることが明らかになった。
