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論文

Numerical simulation technologies for safety evaluation in plant lifecycle optimization method, ARKADIA for advanced reactors

内堀 昭寛; 堂田 哲広; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; et al.

Nuclear Engineering and Design, 413, p.112492_1 - 112492_10, 2023/11

ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動で行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形のマルチレベル連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまで含む範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。また、炉外事象に対する解析モデルの高度化、設計最適解の探索工程を合理化するAI技術の開発に着手した。

論文

部門設立30周年記念出版Vol.3; ナトリウム冷却高速炉の開発; 高速炉の運用条件を考慮した規格基準類の開発

岡島 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰

第27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), 3 Pages, 2023/09

(一社)日本機械学会 動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」が発刊となった。ナトリウム冷却高速炉は高温低圧の運転条件をはじめとして、軽水炉とは異なる特徴が多くあり、その設計及び維持にあたっては、軽水炉とは異なる考慮が必要となる。我が国では、ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて、炉の特徴を踏まえて適切な設計及び維持を行う手法の整備を目指した研究開発が継続的に実施されてきた。本報では、本書の5.6節から5.8節に記載した、これまでにナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて積み重ねられた研究開発とその成果としての規格基準類の開発について概説する。

論文

部門設立30周年記念出版Vol.3(ナトリウム冷却高速炉の開発; 社会実装に向けた熱流動・安全性研究)

田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰

第27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, 2023/09

日本機械学会動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。

論文

ARKADIA; For the innovation of advanced nuclear reactor design

大島 宏之; 浅山 泰; 古川 智弘; 田中 正暁; 内堀 昭寛; 高田 孝; 関 暁之; 江沼 康弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.025001_1 - 025001_12, 2023/04

本論文は、安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出するためのARKADIAについて、概要及び開発計画をまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現する。最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムである。開発の第一フェーズでは、ナトリウム冷却高速炉を対象としてARKADIA-DesignとARKADIA-Safetyを個別に開発する。続く第二フェーズでは、既存の軽水炉に加え、コンセプト,冷却材,構造,出力の異なる多様な革新炉に適用可能な一つのシステムに統合する計画である。

論文

Development of plant lifecycle optimization method, ARKADIA for advanced reactors

内堀 昭寛; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰; 大島 宏之

Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 10 Pages, 2022/09

ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動に行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形の連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまでの範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。

論文

Load and resistance factor design approach for seismic buckling of fast reactor vessels

高屋 茂; 佐々木 直人*; 浅山 泰; 神島 吉郎*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00558_1 - 16-00558_12, 2017/06

本論文では、より合理的な容器の設計を可能にするために、荷重耐力係数設計法を用いて、地震による容器の座屈防止に関する新しい設計評価法を開発した。さらに、現行規定との比較により、提案手法の有効性を示した。

論文

Development of core and structural materials for fast reactors

浅山 泰; 大塚 智史

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06

本論文は日本原子力研究開発機構におけるナトリウム冷却高速炉用の炉心材料および構造材料の開発の現状について述べたものである。炉心材料については、燃料ピンにはODS鋼が、ラッパー管にはPNC-FMS鋼の開発を進めている。構造材料については、316FR鋼および改良9Cr-1Mo鋼の規格化が進んでいる。いずれの材料についても、将来炉への適用を目指してさらなるデータ取得と評価を行っている。

論文

確率分布母数の不確実さが確率論的破壊力学評価結果に与える影響の簡易評価手法の開発

岡島 智史; 高屋 茂; 浅山 泰

日本機械学会論文集(インターネット), 83(845), p.16-00434_1 - 16-00434_13, 2017/01

確率論的破壊力学の入力となる基本変数について、確率分布を設定するためのデータが不足していた場合、確率分布の母数、及び評価結果である破損確率に不確実さが生じる。本論文では、データ不足により、確率分布母数が上限値と下限値を与えた区間内にある状況を想定する。これによって破損確率評価結果に生じる不確実さに対し、上限値及び下限値を簡易に推定する手法を提案する。また、不確実さの低減を行うべき確率分布母数を抽出するため、確率分布母数のそれぞれについての想定区間が、評価結果に与える影響の大きさを表す指標を提案する。提案手法の有効性は、実機評価事例に基づく例題に対して適用することで検証した。

論文

Determination of in-service inspection requirements for fast reactor components using System Based Code concept

高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰

Nuclear Engineering and Design, 305, p.270 - 276, 2016/08

AA2016-0006.pdf:0.51MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.38(Nuclear Science & Technology)

著者らは、これまでの研究でシステム化規格概念を用いた供用期間中検査(ISI)要求の設定方法を提案した。提案方法は、二つの補完的な評価から成り、一つは構造健全性に着目し、もう一方は安全性に着目している。本研究では、提案手法を用いて、もんじゅのガードベッセル及び炉心支持構造のISI要求について評価した。その結果、非現実的に厳しい想定を課しても、いずれの機器も十分な信頼度を有することが示され、ISI要求の必要はないと判定された。この結果から、提案手法は、プラントの特徴を考慮した効果的で合理的なISIの実現に寄与するものと期待される。

論文

Study on minimum wall thickness requirement for seismic buckling of reactor vessel based on system based code concept

高屋 茂; 渡辺 大剛*; 横井 忍*; 神島 吉郎*; 栗坂 健一; 浅山 泰

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051802_1 - 051802_7, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:11.65(Engineering, Mechanical)

システム化規格概念に基づき、高速炉の原子炉容器の地震座屈の防止に必要な最小板厚について検討した。システム化規格の特徴のひとつは、裕度交換であるが、これを実現するために信頼性設計手法を採用するとともに、原子力プラントの安全性目標から原子炉容器の地震座屈に対する目標信頼度を導出した。地震ハザードも含め必要な入力データを整備し、評価を実施した。その結果、従来の決定論的な設計手法に比べて、最小必要板厚を薄くすることができることが明らかになった。また、各確率変数の評価結果への影響について検討し、地震荷重が支配的な要因であることを示した。

論文

Development of creep-fatigue evaluation method for 316FR stainless steel

永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(4), p.041407_1 - 041407_5, 2015/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

In the design of fast reactor plants, the most important failure mode to be prevented is creep-fatigue damage at elevated temperatures. 316FR stainless steel is a candidate material for the reactor vessel and internal structures of such plants. The development of a procedure for evaluating creep-fatigue life is essential. The method for evaluating creep-fatigue life implemented in the Japan Society of Mechanical Engineers code is based on the time fraction rule for evaluating creep damage. Equations such as the fatigue curve, dynamic stress-strain curve, creep rupture curve, and creep strain curve are necessary for calculating creep-fatigue life. These equations are provided in this paper, and the predicted creep-fatigue life for 316FR stainless steel is compared with experimental data. For the evaluation of creep-fatigue life, the longest time to failure is about 100,000h. The creep-fatigue life is predicted to an accuracy that is within a factor of 2 even in the case with the longest time to failure. Furthermore, the proposed method is compared with the ductility exhaustion method to investigate whether the proposed method gives conservative predictions. Finally, a procedure based on the time fraction rule for the evaluation of creep-fatigue life is proposed for 316FR stainless steel.

論文

Determination of ISI requirements on the basis of system based code concept

高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰

Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08

システム化規格概念に基づく新しい供用期間中検査要求の決定手順を提案した。提案手順では、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性に着目した評価の二つを行うことを要求している。本研究では、高速増殖原型炉「もんじゅ」の原子炉容器ガードベッセルおよび炉心支持構造に同手順を適用した。提案手順により、プラントの特徴を考慮した合理的な供用期間中検査が実現できると期待される。

論文

Application of the system based code concept to the determination of in-service inspection requirements

高屋 茂; 浅山 泰; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 仲井 悟; 森下 正樹

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 1(1), p.011004_1 - 011004_9, 2015/01

システム化規格概念に基づきプラントの特徴を考慮した効果的かつ合理的なISIの実現のために、新しいISI要求の決定手法を提案した。提案手法は、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性の観点から欠陥の検出性に着目した評価の二つからなる。なお、欠陥検出性が十分でない場合には、十分に保守的な仮定の下での構造健全性評価が要求される。また、原型炉もんじゅに対する評価を実施し、提案手法が実機への適用性を有していることを示した。

論文

Development of structural codes for JSFR based on the system based code concept

浅山 泰; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 永江 勇二; 高屋 茂; 鬼澤 高志; 月森 和之; 森下 正樹

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

本報は、JSFRの構造規格基準開発に係る活動を概観したものである。ナトリウム冷却型高速炉の特徴を最大限に生かすために、設計$$sim$$維持において必要となる一連の規格、すなわち、溶接規格、維持規格、破断前漏えい(LBB)評価規格、静的機器構造信頼性評価ガイドラインをシステム化規格概念に基づき体系的に開発している。これらの規格を日本機械学会規格として2016年を目途に発刊することを目指している。

論文

Elaboration of the system based code concept; Activities in JSME and ASME, 1; Overview

浅山 泰; 宮川 高行*; 堂崎 浩二*; 神島 吉郎*; 林 正明*; 町田 秀夫*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07

本論文は、原子力プラントの構造規格基準への適用を目指して開発が進められているシステム化規格に関する日本機械学会(JSME)および米国機械学会(ASME)における活動について述べた4件のシリーズ発表の第1報である。まず、システム化規格概念について簡潔に示した後、荷重・耐力係数設計法に基づく信頼性評価法およびJSMEで開発中の高速炉の静的機器用信頼性評価ガイドラインなど、同概念に適合するように構築されつつある構造健全性評価法について述べる。さらに、ASMEボイラーおよび圧力容器規格委員会に設置されたJSME/ASME Joint Task Group for System Based Codeにて開発中の液体金属冷却炉用の供用期間中検査規格についても述べる。本規格は、ASME規格Section XI Division 3の代替規定を定めるものである。

論文

Elaboration of the system based code concept; Activities in JSME and ASME, 4; Joint efforts of JSME and ASME

浅山 泰; 高屋 茂; 森下 正樹; Schaaf, F.*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

本論文は、原子力プラントの構造規格基準への適用を目指して開発が進められているシステム化規格概念に関する日本機械学会(JSME)および米国機械学会(ASME)における活動について述べた4件のシリーズ発表の第4報である。本報では、ASMEボイラーおよび圧力容器規格委員会にJSMEとASMEの共同で設置されたJoint Task Group for System Based Codeにおいて開発中のASMEボイラーおよび圧力容器規格Section XI Division 3(液体金属炉の供用期間中検査規定)の代替規定の技術的内容について述べる。システム化規格概念に基づき、プラントの特徴に応じたフレキシブルな検査要求を設定するものである。

論文

Elaboration of the system based code concept; Activities in JSME and ASME, 2; Development of evaluation tools based on LRFD

町田 秀夫*; 浅山 泰; 渡辺 大剛*; 北条 公伸*; 林 正明*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07

本論文は、原子力プラントの構造規格基準への適用を目指して開発が進められているシステム化規格概念に関する日本機械学会(JSME)および米国機械学会(ASME)における活動について述べた4件のシリーズ発表の第2報である。本報では、高速炉の静的機器に対する構造信頼性評価法を、土木・建築分野では実用化例のある荷重・耐力係数設計法(LRFD)に基づいて開発した結果について述べる。

論文

Development of creep-fatigue evaluation method for modified 9Cr-1Mo steel

高屋 茂; 永江 勇二; 浅山 泰

Journal of Pressure Vessel Technology, 136(3), p.031404_1 - 031404_8, 2014/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:24.87(Engineering, Mechanical)

日本機械学会設計・建設規格$$<$$高速炉規格$$>$$2012年版で新しく材料登録された改良9Cr-1Mo鋼を対象としたクリープ疲労評価法について述べる。本手法では、クリープ損傷と疲労損傷を個別に求め、線形損傷則に基づき破損の判定を行う。ここでは、設計係数等を考慮しない場合の手法としての保守性について、試験データを用いて検討した。さらに試験データを得ることが難しい長時間保持条件については、改良延性消耗則との比較を行った。これらの結果から、本手法が設計係数以外にも保守性を含んだものであることを示した。

論文

Evaluation of reduction in creep strength based on fracture energy in CSEF steels

永江 勇二; 浅山 泰

Advances in Materials Technology for Fossil Power Plants; Proceedings from the 7th International Conference (EPRI 2013), p.1304 - 1312, 2014/01

In power plants operated at elevated temperatures, the operating life of structural materials increases. Therefore, it is very important to be able to predict creep strength in long term above 100,000 h. Furthermore, it has been reported that the in the long term, the actual creep strength is lower than the predicted life. Although this problem has been analyzed, the reasons remain unclear. In this study, a fracture energy model is used to evaluate the mechanisms of the creep strength reduction for martensitic steels. In the model, changes in fracture energy with rupture time are expressed by a power law. The energy density rate is calculated using stress, rupture elongation, and rupture time. The model indicates two mechanisms of creep strength reduction. One is the increase in rupture elongation, which leads to reduction in creep strength with ductility; the other is the decrease in reduction of area, which leads to reduction in creep strength with brittleness. Difference between the two mechanisms affects creep-fatigue strength. The study also shows that the equation based on the fracture energy model for creep-fatigue life can be obtained by a parallel translation of that for creep.

論文

Development of 2012 edition of JSME code for design and construction of fast reactors, 5; Creep-fatigue evaluation method for 316FR stainless steel

永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07

The most important failure mode to be prevented in the design is creep-fatigue at elevated temperatures in fast reactors. 316FR stainless steel is a candidate material for the reactor vessel and internal structures. Development of the procedure for evaluating creep-fatigue life is essential. The method for evaluating creep-fatigue life implemented in the Japan Society Mechanical Engineers code is based on the time fraction rule for austenitic stainless steel such as SUS304. Necessary equations such as fatigue curve and creep rupture curve for calculation of creep-fatigue life are evaluated, and the predicted creep-fatigue life by using the time fraction rule in 316FR stainless steel is compared with experimental data. The longest time to failure is about 100,000 h for evaluating creep-fatigue life. Fatigue curve, creep rupture curve, stress-strain curve and creep strain curve are provided for calculating creep-fatigue life. The creep-fatigue life is predicted within a factor of 2 even the test condition of the longest time to failure. Furthermore, comparison with the ductility exhaustion method was done to investigate the conservatism of the proposed method. Finally, the procedure based on the time fraction rule for evaluation of creep-fatigue life is proposed in 316FR stainless steel.

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