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

https://doi.org/10.1115/1.4054726

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。

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。

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

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2016.05.028

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。

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

https://doi.org/10.1115/1.4028497

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.

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

https://doi.org/10.1115/1.4026392

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。

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

https://doi.org/10.1115/ICONE22-30567

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。

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

https://doi.org/10.1115/ICONE22-30525

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。

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.

Extrapolation of creep strength by fracture energy for 316FR stainless steel at 823 K

永江 勇二; 浅山 泰

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07

316FR stainless steel is to be used for a reactor vessel and internals for fast reactors, which the design life is 60 years and the operating temperature is 823 K. This paper describes an extrapolation approach by fracture energy for creep strength of allowable stress in time-dependent regime. Change in fracture energy is assumed to be expressed as a power-law function of time to failure and energy density rate. The energy density rate is calculated using initial stress, rupture elongation and time to rupture. It is important to evaluate a change in rupture elongation for extrapolation of creep-strength at 823 K. Time to rupture at 823 K is estimated and extrapolated based on the fracture energy approach. This paper shows the validity of extending to 60 years design using Larson-Miller parameter, compared with the estimation by the fracture energy approach.

Development of 2012 edition of JSME code for design and construction of fast reactors, 4; Creep-fatigue evaluation method for modified 9CR-1MO steel

高屋 茂; 永江 勇二; 浅山 泰

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 10 Pages, 2013/07

日本機械学会設計・建設規格第2編 高速炉規格2012年版で新しく登録された改良9Cr-1Mo鋼に関するクリープ疲労評価法について説明する。本評価法は、マイナー則及び時間消費則に基づいて疲労損傷及びクリープ損傷を評価し、キャンベル型の線形損傷則に基づき寿命を評価する。材料試験データに基づく検討から、本評価法は、初期応力の設定と緩和応力評価に余裕を見込んだ場合、寿命を保守的に評価でき、かつその保守性は試験時間とともに増加することが示された。さらに、予測精度が高いと考えられている改良延性消耗則と比較しても、長時間保持の場合の寿命を保守的に評価することが示された。これらの結果から、本評価法が設計評価法としての保守性を有することを明らかにした。