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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; 吉村 一夫; 松下 健太郎; 橋立 竜太; et al.
日本機械学会論文集(インターネット), 91(943), p.24-00229_1 - 24-00229_12, 2025/03
先進型原子炉システムの設計最適化や安全評価を支援する「AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)」の一部として、設計基準事象までの設計課題に適用する「ARKADIA-Design」の整備を進めてきた。本報では、ARKADIA-Designにおける、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の実装状況と、最適化検討とともに個別評価におけるプラント挙動の解析に必要な複数の解析コードの連成解析を含む解析評価技術の開発状況を報告する。
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113738_1 - 113738_12, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)による自然循環崩壊熱除去システムの開発を進めている。D-DHXを用いた場合、炉心と炉上部プレナム間の相互作用(炉心-プレナム相互作用)が生じるため、炉容器全体を一括して取り扱う多次元熱流動評価手法(RV-CFD)の構築が必要となる。本研究では、実炉解析に向けて、集合体のモデル化に着目し、解析精度を確保しながら、計算負荷低減が可能なサブチャンネルを複数個合わせた疎メッシュサブチャンネルCFDモデルを開発し、RV-CFDの炉心部に適用した。PLANDTL-1試験解析の結果、自然循環時における炉心-プレナム相互作用を精度よく評価できることを確認した。
浜瀬 枝里菜; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 10 Pages, 2024/11
高速炉の設計及び安全評価のため、高速炉プラント動特性コードSuper-COPDを整備している。本解析コードを用いた解析結果の信頼性確保のため、検証と妥当性確認及び不確かさ定量化(VVUQ)が必要となる。本研究では、VVUQ手法整備を目的に、FFTFスクラム不作動流量喪失試験を対象に、入力パラメータの不確かさ伝播解析を行い、妥当性確認のプロセスを検討した。また、感度解析の方法について検討を行った。その結果、解析結果の不確かさが定量化され、統計的手法の適用性を確認することができるとともに、Sobol'法を用いた感度解析により、改良を優先すべきモデルについて特定することができた。
Wozniak, N.*; Shemon, E.*; Feng, B.*; 大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の複数ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単列ダクトの熱湾曲を合理的に予測できることがわかった。
大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。
山野 秀将; 二神 敏; 堂田 哲広; 田上 浩孝; 内堀 昭寛; 尾形 孝成*; 太田 宏一*
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
Japan Atomic Energy Agency and Central Research Institute of Electric Power Industry have been conducting a project to develop safety analysis methodologies on metal fuel sodium-cooled fast reactors in the area of advanced reactors under the framework of the U.S.-Japan bilateral commission on civil nuclear cooperation since 2018. The project encompasses analysis methodology development and experiment on core bowing reactivity analysis, core damage accident analysis, and mechanistic source-term analysis. This report describes the project overview and the outcomes of five-year activities in Phase 1: 2018-2022.
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
ナトリウム冷却高速炉の設計において、浸漬型直接炉内冷却器を用いた自然循環崩壊熱除去時に生じる炉心-プレナム相互作用現象を評価するため、炉心部の熱流動解析の計算負荷を合理的に低減した原子炉容器内熱流動解析評価手法(RV-CFD)を整備している。本研究では、集合体内燃料ピンの熱容量を考慮した非熱平衡モデルを整備し、原子炉スクラムによる出力低下を模擬した過渡試験解析を実施して、RV-CFDの過渡解析への適用性を確認した。
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 今井 康友*
Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08
ナトリウム冷却高速炉の設計において、浸漬型直接炉内冷却器を用いた自然循環崩壊熱除去時に生じる炉心-プレナム相互作用現象を評価するため、炉心部の熱流動解析の計算負荷を合理的に低減した炉容器内熱流動解析評価手法を整備している。本研究では、集合体間ギャップ部(IWG)に着目し、計算負荷を軽減した実用的なIWGモデル整備を目的として、IWGのメッシュ分割と圧力損失相関式を用いたモデルの組合せが炉心内温度分布の再現性に与える影響についてナトリウム試験解析により確認した。
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; 吉村 一夫; 松下 健太郎; 橋立 竜太; et al.
第28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, 2024/06
先進型原子炉システムの設計最適化や安全評価を支援する「AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)」の一部として、設計基準事象までの設計課題に適用する「ARKADIA-Design」の整備を進めてきた。本報では、今後の開発課題とともに、ARKADIA-Designにおける、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の実装状況と、最適化検討とともに個別評価におけるプラント挙動の解析に必要な複数の解析コードの連成解析技術の整備状況を報告する。
堂田 哲広; 中峯 由彰*; 吉村 一夫; 桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 菊地 紀宏; 森 健郎; 橋立 竜太; 田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 29, 6 Pages, 2024/06
ナトリウム冷却高速炉(SFR)開発で得た豊富な知識(ナレッジ)を活用するとともに、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた統合評価手法(ARKADIA)の開発の一環として、SFR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。本研究では、炉心設計最適化における例題を対象に、これまでに開発してきた設計最適化フレームワークのVLSでの連成解析及びVLSとEASとの連携による最適化の制御機能を統合したプロトタイプを構築し、設計最適化フレームワークのSFR設計最適化プロセスへの適用性を確認した。
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00440_1 - 23-00440_14, 2024/04
設計最適化支援ツールARKADIA-Designの一部として、炉心設計最適化プロセスを整備している。本プロセスでは、核設計から熱流動設計、燃料健全性評価、プラント動特性までの一連解析を実施し、ベイズ最適化(BO)を用いて効率的に最適な設計仕様を導出する。本研究ではまず、炉心設計例を参考に代表例題を設定し、最適化プロセスを具体化した。続いて、例題設定の適切性を確認するため、最低限の要件として、核設計とプラント動特性の統合解析にBOを用いて単目的最適化問題を解いた。その結果、最適解の存在及び最適解と参照解が良く一致することを確認し、最適化プロセスが代表例題に対して適用できる見通しを得た。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 上羽 智之; 田中 正暁; 根本 俊行*
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03
上部炉心支持板のたわみによる反応度添加の可能性を調べるため、EBR-IIにおける燃料集合体と炉心支持板を含む領域の構造解析と燃料集合体の傾きによる反応度評価を実施した。その結果、低流量時の上部炉心支持板は高流量時に比べて下向きのたわみが大きくなり、燃料集合体の傾きにより正の反応度が入ることが示唆された。
浜瀬 枝里菜; 大釜 和也; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 山野 秀将
Annals of Nuclear Energy, 195, p.110157_1 - 110157_14, 2024/01
被引用回数：3 パーセンタイル：49.11(Nuclear Science & Technology)高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDのスクラム不作動流量喪失事象に対する妥当性確認のため、FFTFの受動的安全性試験LOFWOS No.13試験を対象としたIAEAベンチマークに参加した。ブラインドフェーズで課題として抽出された燃料集合体出口温度及び全反応度の評価精度向上のため、集合体間熱移行及び集合体間ギャップ部流れを考慮した全炉心モデル及び炉心湾曲反応度簡易評価モデルを導入した。最終フェーズ解析の結果、2次ピーク時の集合体出口温度を良好に再現するとともに、全反応度の実測値の挙動を概ね評価できたことから、LOFWOSに対するSuper-COPDの妥当性を確認した。
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
被引用回数：2 パーセンタイル：49.11(Nuclear Science & Technology)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。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 中峯 由彰*; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 飯田 将来*; 田中 正暁
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
原子力機構では、開発コストの低減を目的とし、ナトリウム冷却高速炉の仮想プラントモデルを計算機内に構築することにより、コストのかかる実験を、さまざまなプラント状態における機器間の相互作用を考慮可能な数値計算に代替する連成解析手法の整備を進めている。本報では、米国高速実験炉EBR-IIのULOHS模擬試験を対象とした計算結果と、炉心入口温度や原子炉出力等の実験データとの比較により、仮想プラントモデルの適用性を確認した結果を報告する。
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
日本機械学会2023年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
ナトリウム冷却高速炉では、自然循環を利用した浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)による崩壊熱除去が検討されている。D-DHXにより冷却されたナトリウムは、炉上部プレナムへ供給され、炉心に潜り込み集合体を冷却する。設計検討において本現象を評価するため、計算負荷を抑えつつも設計検討に必要な精度を有する炉容器内熱流動解析評価手法(RV-CFD)が必要となる。そこで、メッシュ数合理化により計算負荷を軽減した実用的なRV-CFDの整備を目的として、集合体間ギャップ部のメッシュ分割とモデルの組合せが解析結果に与える影響をナトリウム試験解析により確認した。
堂田 哲広; 井川 健一*; 岩崎 隆*; 村上 諭*; 田中 正暁
Nuclear Engineering and Design, 410, p.112377_1 - 112377_15, 2023/08
被引用回数：1 パーセンタイル：27.70(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるためには、強制循環設備への交流電源供給が喪失した場合でも、自然循環によって炉心の崩壊熱を除去する必要がある。自然循環条件下では、ナトリウムの流れが浮力によって駆動され、流速と温度分布が互いに影響を与えるため、流れと熱に影響を与える不確かさを決定論的に考慮することで炉心高温点温度を評価することは困難である。そこで、モンテカルロサンプリング法を使用した炉心高温点温度の統計的評価手法を開発し、ループ型ナトリウム冷却高速炉の代表的な3つの自然循環崩壊熱除去事象に適用して、その有効性を実証した。
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。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(3), p.031401_1 - 031401_11, 2023/07
原子力機構では先進ナトリウム冷却高速炉の設計研究において、安全性向上のためにFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用を検討している。内部ダクトによって燃料棒の配置が非対称となるため、FAIDUSの成立性を確認するために冷却材温度分布を推定する必要がある。モックアップ試験によるFAIDUS内の熱流動に関するリファレンスデータはまだ取得されておらず、サブチャンネル解析コードASFREによる計算結果の妥当性確認は不十分であった。そこで、CFDコードSPIRALの計算結果とコード間比較を実施した。ASFREとSPIRALによる計算結果の間に内部ダクト周辺に現れる特徴的な温度及び速度分布のメカニズムの整合性を確認することによって、ASFREの適用性が示された。
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。
