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矢田 浩基; 高屋 茂; 町田 秀夫*
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/09
ASME Boiler and Pressure Vessel code (BPVC), Section XI, Division 2をナトリウム冷却高速炉に適用するために必要となる追加規定の検討が進められている。ナトリウム冷却炉用の追加規定案では、ASME Code Case N-875を基にナトリウム内包機器に対して連続漏えい監視が試験要求として採用されており、連続漏えい監視を有効なものとするために破断前漏えい(LBB)評価が求められる。しかし、ASME BPVCにはナトリウム炉に適用可能なLBB評価法が無いため、JSMEで開発されたLBB評価ガイドラインの採用が提案されている。本研究では、亀裂を有する構造物の不安定破壊評価法に着目し、ASMEにおける既存評価法とLBB評価ガイドラインの手法の違いを分析した。
矢田 浩基; 高屋 茂; 諸星 恭一*; 横井 忍*; 宮川 高行*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00044_1 - 23-00044_13, 2023/08
原子力発電所の合理的な保全計画を策定するには、各プラントの特性を考慮する必要がある。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムを扱う特殊性から検査上の制約が保全合理化の重要なポイントとなる。本研究では、リスク情報を活用して保全方針を策定する設計支援ツールである保全最適化スキームを提案した。保全最適化スキームは、システム化規格概念に基づくASME Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case, N-875が基となっており、最適な保全方針を策定するための詳細な手順を提供するものである。さらに、保全最適化スキームを用いて次期高速炉の候補概念を対象に炉心支持構造物の保全方針設定に関する試評価を実施した。
矢田 浩基; 高屋 茂; 諸星 恭一*; 横井 忍*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 9 Pages, 2022/08
原子力プラントの保全を合理化するためには、各プラントの特徴を考慮した検査要求を設定する必要がある。ナトリウム冷却型高速炉プラントにおいては、冷却材にナトリウムを用いることに起因する保全活動上の制約が存在し、保全合理化を検討する上で重要なポイントとなる。著者らはこれまでにシステム化規格(SBC)概念に基づく保全最適化スキームを提案している。同スキームの目的は、プラントの特徴を考慮した合理的な検査要求を設定するための手法を提供することである。本研究では、保全最適化スキームにおける検査要求の設定方法を具体化すると共に、日本で検討が進められている次期高速炉の炉心支持構造物を対象に試評価を実施した。
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。
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。
鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
2020 9th International Congress on Advanced Applied Informatics (IIAI-AAI 2020), p.797 - 801, 2021/07
To realize the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the maintenance scheduling management from the viewpoints of both safety and efficiency. As a fundamental study, we propose an inspection-process-scheduling model that minimizes the total number of inspections in a fast reactor. In this study, we formulate the inspection-process-scheduling problem as an integer programming problem. Computing the inspection-process schedules for a simplified fast reactor plant model, we verified that the proposed model can provide the optimal schedule automatically.
豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 20(2), p.95 - 103, 2021/07
It is necessary to implement reasonable maintenance based on characteristics of a nuclear power plant to achieve both high safety and high economic efficiency of the power plant. The prototype fast breeder reactor "Monju" spent most of the year on maintenance. It is important to identify causes of the prolonged maintenance of "Monju" and consider countermeasures for subsequent fast reactors. In this study, we investigate causes of the prolonged maintenance by analyzing the Monju's maintenance plan. Further, we make proposals for optimizing the maintenance of next-generation fast reactors to address the identified issues.
矢田 浩基; 若井 隆純; 宮川 高行*; 町田 秀夫*
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07
The leak before break (LBB) assessment guidelines for sodium cooled fast reactors (SFRs) is being developed in the Japan Society of Mechanical Engineers (JSME). The major purpose of the guidelines is to provide LBB assessment procedures for pipes and vessels of SFRs that retain sodium coolant. Design features of SFRs, such as high operation temperatures and low pressure coolant-systems, are taken into account. The LBB guidelines is used in connection to the fitness-for-service code that is also being developed for SFRs in JSME. If the establishment of LBB concept is successfully demonstrated, continuous leakage monitoring will be adopted as an in-service inspection for SFR components constituting sodium coolant boundary, such as sodium retaining pipe and vessels. In this article, LBB assessment procedure and individual assessment method is introduced, and major sodium piping of Japanese SFR plant was assessed.
橋立 竜太; 豊田 晃大; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 19(4), p.115 - 122, 2021/01
原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、発電所の特性に基づく合理的な保全を実現させる必要がある。一方で高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半をメンテナンスに費やしてきた。もんじゅの点検期間長期化の要因を明らかにし、次世代高速炉の合理的な保全を実現することは重要である。本研究では、低温停止中のもんじゅの点検長期化の要因について、もんじゅのプラント工程を基に分析した。また抽出された課題から、保全の合理化の観点を提案した。
矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
In order to rationalize maintenance for nuclear power plants, it is necessary to develop optimize maintenance plan by considering characteristics of each plant. In sodium-cooled fast reactor, there are constraints on inspections due to the specialty of handling sodium equipment, that is one of the important points when considering rationalization of maintenance. To solve this problem, we proposed a basic concept of maintenance optimization scheme that is a design support tool in order to develop maintenance strategy, based on "system based code". One of the proposed scheme goals is to make a concrete way of necessary assessment method. Another is to provide several combinations of design and maintenance, and information for owner in order to choose the acceptable combination. In the beginning, we are working to develop the scheme that can be applied to sodium fast reactor as the main concept of next generation reactor. In this context, primary heat transfer system (PHTS) piping of fast reactor was evaluated by the scheme. This piping was chosen because it is major significant component and the inspection have constraint conditions that need preparation work. As a result, design candidate (e.g. single and double wall piping) and inspection candidate (e.g. ultrasonic testing and continues leakage monitoring) combinations along with benefit of each cases were provided.
今泉 悠也; 山田 文昭; 有川 晃弘*; 矢田 浩基; 深野 義隆
Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00083_1 - 18-00083_11, 2018/08
ループ型高速炉において想定される液位確保機能喪失(LORL)に対しては、ナトリウム汲み上げあるいはサイフォンブレークといった液位確保対策が考えられるが、それらの対策の有効性を評価するために、液位計算プログラムを開発した。確率論的リスク評価(PRA)により発生確率が無視できないため、本研究では、一次主冷却系での2か所漏えいが発生するものとして評価を行った。従来の保守的な想定に替り、漏えいの原因となる現実的な配管破損規模の検討を行うとともに、代表的な事故シーケンス及び漏えい箇所を選定した上で、炉容器内の液位の変化を計算した。さらに、液位確保策への影響を明らかにするため、より大きな破損規模での計算も行った。その結果、液位確保対策を考慮すれば、一次主冷却系での2か所漏えいが発生した場合においても、一次冷却材の循環ループを維持することができることを明らかにした。
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 9 Pages, 2018/07
原子力発電所の格納容器(CV)は、放射性物質の放出を防止するための重要な構造であるが、格納容器の耐圧限界は明らかにされていない。本研究では、CVバウンダリの一部を構成する機器である鏡板構造に着目し、重大事故時を想定した鏡板の耐圧限界評価法を開発するために、中高面に圧力をかけた鏡板の耐圧試験と有限要素解析を実施した。相対的に薄板の鏡板を用いた試験において、座屈後に局部変形集中を伴う非軸対称変形が観察され、他の試験よりも有意に低い圧力で破損が生じた。試験で見られた非軸対称変形を検討するために、詳細な3次元ソリッドモデルを用いた解析、さらに、均一な板厚を有するモデルまたは局所的な薄肉部を有するモデルを用いた解析を実施し、座屈後変形挙動の発生要因について検討した。
月森 和之*; 矢田 浩基; 安藤 勝訓; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 12th International Conference on Asian Structure Integrity of Nuclear Components (ASINCO-12) (CD-ROM), p.105 - 121, 2018/04
高速炉プラントにおいて、鏡板構造は格納容器バウンダリの一部を構成することから、重大事故時にそのバウンダリ機能が維持されるか否かは重要な問題である。また、格納容器からの核分裂生成物の放出量を推定するためには、バウンダリ機能喪失後の貫通亀裂からの漏えい率を評価することも重要である。著者らは、中高面に圧力を受ける鏡板の耐圧試験を実施し、座屈やその後の挙動、さらには亀裂が貫通に至るまでの試験を実施した。本稿では、バウンダリ機能喪失後の鏡板を用いて、種々の圧力条件下で漏えい率試験を実施し、貫通亀裂長さと圧力条件に関連する漏えい率の傾向を検討した。また、試験で観察された3次元変形挙動や貫通亀裂長さに影響する可能性のある鏡板の詳細な3次元形状に基づく解析を行うため、板厚分布のモデリングを検討した。
矢田 浩基; 高屋 茂; 若井 隆純; 仲井 悟; 町田 秀夫*
日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00389_1 - 17-00389_15, 2018/03
ナトリウム冷却型高速炉の供用期間中検査において、ナトリウムバウンダリを構成する機器に対して連続漏えい監視による試験が検討されている。連続漏えい監視試験は、破断前漏えい(LBB)が成立することを前提に機器の内包物の系統外への漏えいを検出設備により連続的に監視する試験である。高速炉における既往のLBB評価ではエルボ横腹部に軸方向亀裂を想定した評価が行われているが、供用期間中検査の観点からは管の周方向亀裂に対してもLBBが成立することを確認する必要がある。本研究では、高速炉配管を対象としたLBB評価条件の検討及び適用例として高速増殖原型炉「もんじゅ」のクラス1配管を対象に周方向亀裂を想定したLBB成立性の評価を行った。さらに、実機条件を参考に設定した多数のLBB評価を実施し、配管パラメータがLBB成立性に及ぼす影響を検討した。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(6), p.061201_1 - 061201_12, 2017/08
被引用回数：1 パーセンタイル：7.39(Engineering, Mechanical)本研究では、内圧の影響を受けたベローズ構造の到達圧力の評価方法を開発するために、ベローズ構造の破壊試験と有限要素解析(FEA)を行った。一連の試験により破壊モードを実証し、3種類の破壊モードを確認した。試験中の座屈および変形挙動をシミュレートするために、陰解法および陽解法による解析を実施し、試験結果と比較した。
月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基; 一宮 正和*; 安濃田 良成*; 荒川 学*
Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
2層ベローズは層間の摩擦の影響があるため、解析上の取り扱いが1層ベローズよりも難しい。本研究では、2層ベローズと1層ベローズに対する内圧をパラメータとしたバネ定数試験を実施し、2層ベローズのバネ定数は、内圧によらず1層ベローズのほぼ2倍であることを実験的に明らかにした。また、2層と1層のベローズ両方でインプレーン座屈が観察された。両者の変形挙動は類似していたが、2層ベローズの座屈圧力は1層ベローズのほぼ2倍であった。これらは層間の摩擦を無視できることを意味しており、2層ベローズの解析においては半分の圧力負荷の1層ベローズに置き換えることができることを明らかにした。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07
本研究では、設計基準を超えた状況におけるベローズ構造の限界圧力評価法を開発するためベローズ構造の耐圧破壊試験と有限要素解析を行った。内圧試験は、室温下でベローズ試験体に加圧された水を供給することにより行い、漏えいが観察されるまで加圧した。ガードパイプ付き0.5mm厚ベローズ試験体の最大圧力はガードパイプなしの試験体の最大圧力よりも大きく、ベローズ構造が大きく膨らみ延性破損が観察された。一方、0.5mm厚のガードパイプなしの試験体では、ベローズの初期設定条件にかかわらず、局部破損が確認された。1.0mmの厚さのベローズ試験体では、1層および2層ベローズの両方で延性破損が観察された。すべての試験で得られた最大圧力は、EJMA標準によるインプレーン不安定性に基づく設計圧力の制限の推定結果より約10倍大きかった。しかし、試験で確認された3つの破壊モードは、複雑な変形挙動を伴うため通常の有限要素法解析で模擬することは難しくため、いくつかの限界圧力の評価手順を適用し試験結果の対比を整理した。
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
FBRの1次冷却材と2次冷却材とのバウンダリを構成する中間熱交換器の鏡板は、重大事故シナリオの検討において重要な部位である。本研究では、重大事故シナリオの検討に資する鏡板の限界圧力評価法を開発するために、2種類の鏡板に対して、中高面に圧力を負荷した限界圧力試験及びFEA解析を行った。その結果、中高面に圧力を受ける鏡板の破損モードは、変形による鏡板端部での曲げ及び曲げ戻し挙動によって引き起こされる周方向の板厚貫通亀裂であることが明らかとなった。
矢田 浩基
保全学, 15(3), P. 86, 2016/10
2016年7月17日
21日の5日間、カナダのバンクーバーにて開催された"2016 ASME Pressure Vessels & Piping Conference"の概要を報告する。
