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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。
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。
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。
安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 松川 真吾; 内藤 明*; 實川 資朗; 岡 桂一朗*; 田中 典幸*; 大貫 惣明*
JAERI-Review 2004-025, TIARA Annual Report 2003, p.159 - 161, 2004/11
ブランケット構造材料の候補材料である低放射化フェライト鋼では、照射による靭性の低下(延性脆性遷移温度の上昇)が重要な課題となっている。本研究では、低放射化フェライト鋼F82Hに対して、照射硬化が、靭性の低下と大きな関連を有することに着目し、特にヘリウムによる硬化促進及び高照射量での硬化挙動について、TIARAによる多重ビーム照射を用いて調べた。まずヘリウムがない場合における、照射硬化の照射量依存性を調べた結果、633Kにおいては、30dpaまで硬化は増加する傾向にあるが、それ以上の照射量においては飽和傾向を示すことが明らかとなった。さらに同照射温度にて、ヘリウムが照射硬化の促進に及ぼす影響について、ヘリウム注入比を10/100appmとしてそれぞれ比較した結果、1000appmを超えるとわずかな硬化の促進が見られるが、約3300appm(ヘリウム注入条件100appmHe/dpa)の場合においては、20%程度の硬化量の促進が生じることがわかった。
芝 清之; 榎枝 幹男; 實川 資朗
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.243 - 247, 2004/08
被引用回数：53 パーセンタイル：94.41(Materials Science, Multidisciplinary)低放射化フェライト鋼は日本では核融合炉ブランケット構造材の最有力候補として研究開発が進められている。その開発段階の一つとして、日本のITERテストブランケットは低放射化フェライト鋼F82H鋼を使って製作する予定である。ITERテストブランケットは構造材料は280
330
Cで約3dpaの中性子照射を受けることになる。またITERはパルス運転となるため、照射下での疲労特性も重要な問題である。さらにテストブランケットはHIPにより製造される予定であることからHIP継手の照射特性についても調べる必要がある。F82H鋼に関してはこれまでに多くの照射,非照射データが取得されており、既にデータベースが構築されている。これらのデータベースからF82H鋼のITERテストブランケット構造材としての適合性を検討するとともに今後どのようなデータを整備する必要があるのかについても議論する。
安堂 正巳; 谷川 博康; 實川 資朗; 沢井 友次; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 中村 和幸; 竹内 浩
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.260 - 265, 2002/12
被引用回数：39 パーセンタイル：90.08(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼の開発において、高エネルギー中性子によって生じる照射損傷が材料特性へ及ぼす影響を明らかにすることは最も重要な課題の一つである。しかし現時点では、材料強度特性変化に対するヘリウムの効果については十分に明らかとなっていない。そこで、照射条件を高精度に模擬できる多重イオンビーム照射法,照射面部分の硬さ変化を精密に測定可能な超微小硬さ試験及び押込み変形部の微細組織観察法を組み合わせ、低放射化フェライト鋼に導入した損傷領域の強度特性変化についての評価を行った。まず弾出し損傷を加えた試片について微小硬さ試験を行った結果、特定の照射温度条件において明瞭な硬化が見られた。この硬化つまり変形抵抗増加の原因は、主として微細な欠陥の生成によるものであり、さらに同時照射下でのヘリウムの存在がその変形抵抗に及ぼす影響について報告を行う。
関 昌弘; 辻 博史; 小原 祥裕; 秋場 真人; 奥村 義和; 今井 剛; 西 正孝; 小泉 興一; 竹内 浩
Fusion Technology, 39(2-Part.2), p.367 - 373, 2001/03
原研における核融合炉工学R&Dの現状を概観した。遮蔽ブランケット開発については、第1壁の製作に必要な高温加圧接合技術の開発を進めた。表面荒さが10ミクロン程度の機械仕上げ面の接合においても接合圧力を200MPaとすることで十分な強度が得られることがわかった。超伝導磁石の開発については、中心ソレノイドモデルコイルの試験が完了した。直流性能では、46kAの励磁電流で磁場強さ13T、蓄積エネルギー640MJを達成した。パルス性能としては、13Tまで1.2T/sの速度で励磁、13Tからの1.5T/sで減磁することに成功し、モデルコイル研究開発の目標を達成した。加熱電流駆動技術に関しては、NBI開発において水素負イオン電流を20mA/cm
というITER条件の電流密度で連続的に引き出すことができた。ECH用ジャイロトロン開発においては、短パルスではあるが不要発振の抑制に成功した。トリチウム安全の研究においては、12m
のケーソンにおけるトリチウムの拡散移行挙動に関する実験を行うとともに、シミュレーションコードの開発を進めた。核融合中性子工学に関しては、遮蔽性能や崩壊熱に関する研究を行い、ITER設計の妥当性を確認した。
小田 知正*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; 仙石 盛夫
真空, 43(3), p.325 - 328, 2000/03
将来の核融合炉構造材料の候補材であるバナジウム合金の水素捕捉について調べ、その捕捉量とTi-O酸化層との関係を明らかにした。JFT-2Mトカマク環境下に置いた試料には約200nmの酸化層が形成され水素捕捉が約2ppmと小さいが、同様の現象が人為的に酸化させた場合も観測された。この場合の酸化層の厚さは、酸化時の試料温度を100
,300,450と変えた場合それぞれ240,460,30nmと異なり、それぞれの厚さに対して水素捕捉量を調べた結果160nm以上の酸化層が形成された場合捕捉が抑制され、実機での結果と矛盾しないことがわかった。このことは、水素脆化低減策の検討のうえで重要な情報となる。
塚田 隆
Materials for Advanced Energy Systems & Fission and Fusion Engineering '94, 0, p.466 - 471, 1994/00
中性子照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の水中応力腐食割れは照射腐食割れ(IASCC)と呼ばれ、軽水炉及び水冷却型核融合炉(ITER)の炉内構造物健全性に関する重要な研究課題と考えられている。IASCCは高温水中において中性子照射量約5
10
n/m以上で発生する粒界割れ現象であり,照射と化学環境の同時作用効果である。本報告の目的は日本国内におけるIASCC関連研究の概要を報告することである。国内の研究は1980年代中頃に始められ、主に軽水炉プラントの寿命評価及び長寿命化計画との関連において実施されている。またいくつかの研究は核融合材料開発との関連で行われている。主な対象材料は304/316型のステンレス鋼であり、高温水中照射後応力腐食割れ試験等が実施されている。本報告ではこれと関連する照射誘起偏析(RIS)の研究や、照射技術及び電気化学的腐食試験等について報告する。
津谷 定廣*; 竹下 博志*; 枝嶋 敏数*; 本岡 正文*
PNC TJ8224 93-001, 128 Pages, 1993/06
再処理工場のセル内機器の保守、交換等に伴う作業における被ばくの低減、安全性の向上、作業時間の短縮、稼働率の向上等を図ることを目的に、配管類の切断、溶接等の作業に適用する遠隔操作型の作業ロボットの開発が行なわれてきた。本高度化設計では、上記内容の成果を踏まえスペース削減等に関する見直しを行なうと共に遠隔操作における機能性、操作性、作業性の向上を図るため、ケーブルモジュールの共用化およびモノレール走行型視覚システムの設計を行い以下の成果が得られた。(1)各基本作業ユニットに使用しているケーブル・ホース類の整理を行ない、ケーブルモジュールの共用化設計をまとめた。また、作業アームおよび連結部の構造についての設計を行ない、30%程度のスペースを削減することができる見通しを得た。(2)セル内の配管等を利用して取り付け可能なモノレール走行型視覚システムの方式決定を行なうと共に走行車、レール、監視装置の設計を行ない実セル適用への可能性の見通しを得た。この報告書は上記高度化に関する設計の成果について報告するものである。
迫 淳; 小林 日出男*; 飯田 浩正; 山路 昭雄
原子力工業, 38(4), p.55 - 60, 1992/04
改良舶用炉MRX(Marine Reactor X:砕氷船用原子炉)の設計を改良することを目的とし、遮蔽設計の見直しを行うとともに、炉構造設計、保守計画の合理化を図った。また検討中の開発方策について詳述する。
柴沼 清; 本多 力*; 金森 直和*; 寺門 拓也*; 大川 慶直; 細渕 英夫*; 多田 栄介; 小泉 興一; 松岡 不織*; 西尾 敏; et al.
JAERI-M 91-080, 357 Pages, 1991/06
国際熱核融合(ITER)の概念設計は1988年に始まり、1990年12月を以て3年間に渡る共同設計活動を終了した。特別チームは主に炉構造、組立保守、炉建屋、プラントを担当した。この報告書は、ITERの概念設計の内、炉構造、遠隔保守及び炉建屋に対する日本のコントリビューションをまとめたものである。炉構造では溥肉真空容器構造設計、電磁気解析、ブランケット固定概念、クライオスタット構造、ポート及び周辺機器配置及びサービスラインレイアウト、遠隔保守では全体保守概念、炉内ハンドリング装置、炉外ハンドリング装置の設計解析及び関連したR&Dによる設計への反映、炉建屋は機器配置および保守時の物流を考慮した設計とその解析である。
五十嵐 寛; 高橋 武士
PNC TN8410 91-158, 19 Pages, 1991/04
高レベル廃液ガラス固化技術開発の一環として核分裂生成物中の白金族元素に対応したガラス溶融炉を開発するため、白金族元素挙動に及ぼす炉底勾配の影響を評価した。試験溶融炉は、溶融表面積が実規模の約十分の一で、炉底の勾配が30度および45度の2種類である。ガラス原料には白金族元素を含有するガラスカレットを使用した。30度炉底勾配試験溶融炉の運転では白金族元素の影響が観察されたが、45度炉底勾配試験炉では、白金族元素の影響は認められなかった。白金族元素抜き出し率は、30度炉底勾配試験で約30%であるのに対し、45度炉底勾配試験では約80%であった。試験終了後に炉内残留物の観察を行ったところ、30度の斜面上に最大約40mmの厚さの堆積物が認められたが、45度の斜面には炉底付近で20mm前後の堆積物が残っている程度であった。試験結果から、45度炉底勾配は白金族元素の抜き出しに有効であるとともに、その炉構造は炉底における若干量の白金族元素の堆積に対しても、有効であると判断された。
木村 英隆; 菅谷 全*; 加藤 猛彦*; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 和田 雄作
PNC TN9450 91-003, 28 Pages, 1991/03
高速炉構造用SUS316の高温強度特性やNa環境効果および中性子線照射効果等の試験が進展している。この結果,本鋼は優れた各種特性を有することが確認されてきており現在実証炉以降の炉容器,配管,中間熱交換器等の構造材料として採用される方向で作業が進んでいる。今後,本鋼を採用したプラントの検討や実際の設計では,本鋼のクリープ破断式とクリープひずみ式,および材料の損傷等を見積もるのに用いる材料評価法が必要となる。現在これらの特性式や評価法の策定に関して検討が行われており,暫定基準が策定されてきている。本報告では,今後必要となる本鋼の特性式や評価法の再検討・再策定に資するように,昨年クリープ破断式とクリープひずみ式の暫定基準策定に用いたクリープ破断データと,現在までに入手できた高温疲労およびクリープ疲労試験データをまとめた。
近藤 達男
プロメテウス, 0(67), p.34 - 38, 1988/00
軽水炉の安全性の1つのとりでになっている原子炉圧力容器に関する研究の中で最近著しい進歩をとげた亀裂成長研究のあらましを述べ、構造安全性問題を理解する助けにした。解説では、従来圧力容器の健全性について中性子照射脆化がしばしば話題にされ、研究も広くなされてきたことに対し、現実に破壊の事象がおこるかどうかについての余裕度は亀裂の亜臨界成長についての詳しい理解とデータが重要であることを強調するとともに、その研究の成果と材料品質の著しい進歩とによって現有プラントの安全性についてかなりの余裕度が見込めることを述べた。
東稔 達三; 関 泰; 湊 章男*; 山本 孝*; 喜多村 和憲*; 中江 廣親*
JAERI-M 83-031, 157 Pages, 1983/03
スイミングプール型炉慨念を採用した実用動力炉(SPTR-P)の炉本体構造の概念検討を行った。取り上げた灯本体構造物は、第1壁/ブランケット/真空容器、水遮蔽層とベルジャ型クライオスタットである。検討は、熱構造、電磁気解析(プラズマ・ティスラプションと位置制御)ニェートロニクス及びトーラスを構成する接合構造の観点から総合的に行い、SPTR-Pのひとつの炉構造概念を提示すると共に主要な技術的課題を明らかにしている。
迫 淳; 東稔 達三; 関 泰; 飯田 浩正; 大和 春海*; 真木 紘一*; 伊尾木 公裕*; 山本 孝*; 湊 章男*; 山内 通則*; et al.
JAERI-M 8286, 108 Pages, 1979/06
近い将来建設が期待されるトカマク型核融合実験炉の第2次予備設計が実施された。この設計は炉システム全般に亘るものであり、プラズマ特性、炉構造、ブランケットニュートロニクス、遮蔽、超電導マグネット、中性粒子入射装置、電源系、燃料循環系、炉冷却系、トリチウム回収系ならびに保守計画を含む。炉システムの安全性解析も行なった。本報告書は上記各項目を含む設計概要を述べたものである。また、出力密度を上げた場合の可能性評価も行ない、附録で述べている。
炉設計研究室
JAERI-M 7300, 545 Pages, 1977/09
近い将来実現が期待されるトカマク型核融合実験炉の第1次予備設計を行った。実験炉の目標は動力炉のプラズマ特性を確証するための長時間燃焼を達成し、また主要コンポーネントの設計、製作、運転上の経験を得るところにある。この設計はプラズマ特性、炉構造、ブランケット核特性、遮蔽、超電導マグネット、中性粒子入射加熱装置、電源系、燃料循環系、炉冷却系、トリチウム回収系、炉体分解修理など炉システム全般にわたるものである。主要設計諸元は次のとおりである;融合反応出力100MW、トーラス半径6.75m、プラズマ半径1.5m、第1壁半径1.75m、トロイダル磁場(軸上)6テスラ、ブランケット親物質Li
O、冷却体He、構造材科SUS316、トリチウム増殖比0.9。
藤村 理人; 宮園 昭八郎
日本原子力学会誌, 9(7), p.411 - 418, 1967/00
7,8月号の2回にわたって構造技術の進歩を取り上げることになったが、この10年間に10倍,最高110万kWの発電所容量になったのは一に圧力容器の開発によるといい切ってよいのではないか。そこで、構造技術のカバーする広い範囲の中から圧力容器を取り上げ、本号に鋼製、次号にPCPVを載せる。
飛田 健次
no journal, ,
幅広いアプローチ活動で進めている原型炉設計活動に関する報告である。厳しい放射線環境下で実用段階を見通しうる稼働率を実証しなければならない遠隔保守は原型炉の重要な課題である。セクター保守方式は、主半径8m程度の炉に適用した場合、トロイダル磁場コイルの相当な寸法増、ポロイダル磁場コイルの電流増大、一セクター当たりの重量増大を招くことが明らかになってきており、「セクター方式」に代わり、ダイバータカセットの単独引抜きとバナナ型のブランケットセグメント引抜き方式を合わせた保守方式の検討が進められている。これまでのダイバータ概念では冷却管に低放射化フェライト鋼を用いることを想定していたが、熱流束の厳しい領域のみ銅合金の配管を用いる検討に着手した。定期交換時に発生する放射性廃棄物の管理は原型炉の段階で初めて問題になる課題である。交換して取り出した炉内機器の誘導放射能、残留熱および吸蔵トリチウムに留意して、放射性廃棄物の管理シナリオ案を策定し、これに基づいて廃棄物関連施設の機能及び規模を分析した。
