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堂田 哲広; 加藤 慎也; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 菊地 紀宏; 大釜 和也; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 横山 賢治; 上羽 智之; et al.
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.946 - 959, 2023/08
安全かつ経済的で持続可能な先進的原子炉を実現するために革新的設計システム(ARKADIA)を開発している。本論文では、ARKADIAの一部である設計研究のためのARKADIA-Designに着目し、炉心設計の数値解析手法の妥当性確認について紹介する。ARKADIA-Designでは、炉物理、熱流動、炉心構造、燃料ピン挙動の解析コードを組み合わせたマルチフィジックス解析により、ナトリウム冷却高速炉の炉心性能を解析する。これらの解析の妥当性を確認するため、実験データ及び信頼できる数値解析結果を選定し、検証マトリックスを作成する。解析コードのモデル及び検証マトリクスの代表的な確認解析について説明する。
堂田 哲広; 中峯 由彰*; 桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 菊地 紀宏; 吉村 一夫; 松下 健太郎; 田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 28, 5 Pages, 2023/05
高速炉を含む革新炉のライフサイクルを自動的に最適化する「AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)」の開発の一環として、高速炉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。本稿では、VLSによるプラント挙動解析とEASによる最適化検討を組み合わせた設計最適化解析を実行する「最適化解析制御機能」の開発について報告する。
桑垣 一紀; 横山 賢治
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
原子力機構では、炉心,炉構造、並びに保全分野の設計最適化を支援するツールであるARKADIA-Designの開発を進めている。ARKADIA-Designは、これまでに蓄積してきた高速炉開発の知見と、AI技術等を用いた最新の解析/設計技術を組み合わせ、安全性,経済性,カーボンフリーエネルギーソースとしての持続可能性といった観点から、革新的な炉心の設計を支援すること目指している。ARKADIA-Designの機能の一つとして、炉心特性で定義された目的関数を最小化(または最大化)するような設計変数を自動で求めるシステムの開発を進めている。本研究では、均質2領域炉心を対象とした複数制約条件付き単目的最適化例題を設定し、本システムの最適化アルゴリズムの候補であるベイズ最適化手法により、この例題の最適解が自動的に求まることを示した。また、3変数最適化問題を間接的に解くことで、本システムが将来的にどのように設計者を支援するかについて例示した。これらの結果やデモンストレーションを通して、自動最適化計算の成立性や、開発するシステムが設計者にとって有用な支援ツールになりうる可能性について確認した。
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
設計最適化支援ツールARKADIA-Designの一部として、効率化及び過度な保守性低減による設計革新を目指した、炉心設計最適化プロセス整備を進めている。本プロセスでは、炉心設計解析とプラント動特性解析を連携し、ベイズ最適化(BO)を活用して、ULOF時に炉心損傷を回避でき、炉心性能の高いナトリウム冷却高速炉の設計仕様に関する最適化問題を解く。第一段階として、2次元RZ円柱体系で模擬した炉心部を含む1次系を対象に、核設計とプラント動特性の統合解析にBO手法を用いた最適化プロセスを実行し、最適解の存在を確認した結果について報告する。
桑垣 一紀; 横山 賢治
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、先進的な原子炉を対象とした革新的な設計手法であるARKADIA (Advanced Reactor Knowledge- and AI-aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle)の開発を進めている。ARKADIAの開発項目の一つに、炉心核計算や熱流動計算、燃料の健全性評価、プラント動的解析などを行い、炉心・燃料仕様の最適化を自動で行うシステムの構築がある。このシステムは、燃料ピン径や炉心高さ・直径等の設計パラメータを変化させながら、炉心性能で定義される目的関数を最小化(または最大化)する最適設計を、自動で求めるように実装される。本研究では、そのシステム開発の第一段階として、炉心核設計のみに焦点をあて、自動最適化に関する検討を行った。最適化アルゴリズムには、目的関数の評価コストが大きい問題に有効とされているベイズ最適化手法(Bayesian Optimization: BO)を選定した。トイモデルを用いて、核設計最適化の単目的最適化例題、及び2目的最適化例題を設定し、BOの適用性検討を行った。解析の結果、前者については、BOは少ない試行回数で、参照解をよく再現する最適解を得ることができ、一ケース当たりの評価コストが大きい核設計において、その有用性が示された。後者については、BOによって、参照解を再現するようなパレート解セットを求めることができると示された。
桑垣 一紀*; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-007.pdf:4.77MB
JAEA-Data-Code-2017-007-appendix(CD-ROM).zip:0.37MB
これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。
桑垣 一紀; 横山 賢治
no journal, ,
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)の開発を進めている。ARKADIAの開発項目の一つとして、炉心・燃料設計パラメータを変化させながら、炉心性能によって定義される目的関数を最小化(又は最大化)するような最適仕様を自動で求めるシステムの構築がある。本研究では、そのシステム開発の第一ステップとして、簡易体系について炉心核設計の自動最適化に関する検討を行った。最適化にはベイズ最適化手法(BO)を使用することとし、核設計の単目的、及び2目的最適化例題を設定し、BOの適用性検討を行った。総当たり計算により設定した例題の参照解を算出し、BOによって得られた最適解との比較を行った結果、BOの解は参照解と良い一致を見せ、核設計におけるBOの有用性が示された。また、複数の制約条件がある場合の最適化についても検討を行い、BOによって複数制約条件付きの核設計最適化問題を解くことができる見込みを得た。
桑垣 一紀; 近澤 佳隆; Yan, X.
no journal, ,
The technology of additive manufacturing by 3D printing, which is being developed in JAEA, permits application of more complex geometry and material that are unavailable to fabrication of nuclear fuels by traditional methods. As a first step, preliminary neutronic analyses are performed to examine the potential of core performance improvement to sodium-cooled fast reactor core through the use of a honeycomb-structured fuel and U-Pu-Be fuel, both of which may be fabricated by 3D printing. The honeycomb-structured fuel has the opposite configuration to the conventional fuel assembly, i.e., the fuel pin region becomes the coolant channel, and the coolant region in the conventional assembly becomes the fuel, as the name "honeycomb" suggests. By using such a structure, the fuel volume fraction can be increased compared to the conventional fuel pin type assembly, which will lead improvement of the breeding ratio. A comparative neutronic analysis of the honeycomb structure and the conventional pin type was performed. The results showed the possibility that the breeding ratio could be improved by the use of honeycomb-structured fuel. In U-Pu-Be fuel, the presence of Be in the fuel softens the neutron spectrum in the core, which is expected to improve the safety by increasing negative feedback effect of the Doppler reactivity and reducing the sodium void reactivity. A comparative study of U-Pu-Be and MOX fuel was performed. The results showed that the U-Pu-Be fuel can enhance the negative feedback effect of Doppler reactivity and reduce the sodium void reactivity compared to the other conventional fuel.
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
no journal, ,
設計最適化支援ツールARKADIA-Designの機能の一部として、炉心設計の効率化及び過度な保守性の低減による炉心設計革新を達成可能な、炉心設計最適化プロセスの整備を進めている。本最適化プロセスでは、ULOF時に炉心損傷を回避でき、炉心性能の高いナトリウム冷却高速炉の炉心設計仕様を提示することを目的に、炉心設計解析とプラント動特性解析を連携し、ベイズ最適化(BO)を活用して、2次元RZ円柱体系で模擬した炉心部を含む1次系の簡略化体系を対象に炉心性能及び系統熱負荷指標を目的関数とする炉心仕様最適化問題を解く。第一段階として、単目的最適化問題に対して核設計解析とプラント動特性解析の連携解析にBO手法を用いた最適化プロセス実行により最適解の存在を確認した結果について報告する。
桑垣 一紀; 横山 賢治
no journal, ,
原子力機構で開発を進めている設計最適化支援ツールARKADIA-Designの機能の一部として、自動で炉心・燃料設計パラメータを最適化するシステムの整備を実施している。従来の炉心設計では基本的に、設計者が経験と知識をもとに設計変数を調整し、最適仕様を提示してきたが、本システムではこれらの作業を自動化し、設計最適化にかかる期間を短縮するような設計支援ツールを提供することを目指している。本研究では、均質2領域炉心の核設計を対象とした、複数制約条件付きの2変数単目的最適化例題を設定し、最適化アルゴリズムの候補であるベイズ最適化手法により、この例題の最適解が自動的に求まることを示した。これにより、自動最適化計算の成立性、及び本システムの実設計への適用可能性について確認した。
桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 堂田 哲広; 田中 正暁
no journal, ,
原子力機構で開発を進めている設計最適化支援ツールARKADIA-Designの機能の一部として、核-熱流力-燃料健全性評価の連携解析を実行し、自動で炉心・燃料設計パラメータを最適化するシステムの整備を実施している。本研究では、炉心設計の複数制約条件付きの多変数単目的最適化例題を対象に、核-熱-燃料健全性評価の連携解析とベイズ最適化手法を組み合わせた最適化計算を実施した。得られた最適解と参照解が整合し、本システムによる炉心設計の多変数自動最適化計算の成立性を確認した。
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
no journal, ,
設計最適化支援ツールARKADIA-Designの機能の一部として、核設計、熱流力設計、燃料健全性評価、プラント動特性を連携した一連評価を行い、最適化アルゴリズムを用いて最適な設計変数を自動探索する革新的な炉心設計最適化プロセスを開発している。ULOF時の炉心損傷回避と高い炉心性能を実現可能な高速炉炉心の設計最適化問題を代表例題として設定し、実設計での使用を前提とした解析体系を対象に、ARKADIA-Designの統合インターフェースを用いて核設計とプラント動特性解析の自動連携による最適化を実現し、本プロセスの炉心設計への適用見込みについて確認した。
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; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 横山 賢治; et al.
no journal, ,
原子力機構では、高速炉を含む革新的原子炉システムの設計最適化支援ツール「ARKADIA-Design」の開発を行っている。本報では、ARKADIA-Designにおいて進めてきた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実装に係る達成状況と今後の開発課題について報告する。
