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吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 藤崎 竜也*; 村上 諭*
Annals of Nuclear Energy, 226, p.111896_1 - 111896_11, 2026/02
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉のプラント設計や安全性向上に資するため、プラント全体応答から局所現象までの一貫した評価を可能とするマルチレベルシミュレーション(MLS)手法の整備を実施している。MLSシステムによる連成手法の妥当性確認のため、1次元プラント動特性解析コードとしてSuper-COPDを、多次元熱流動解析コードとしてFluentを使用した1D-CFD連成解析手法をEBR-IIの自然循環試験に適用した。その結果、プラント全体応答を押さえつつ、上部プレナム,Z型配管やコールドプールの温度成層化現象(多次元熱流動現象)を予測可能であることを確認した。また、実測データとの比較から本手法の自然循環試験への適用性を確認した。
高屋 茂; 堂田 哲広
日本原子力学会誌ATOMO
, 68(1), p.31 - 35, 2026/01
近年のAI技術及びその関連技術の発展は目覚ましく、幅広い産業分野で活用が検討されている。革新炉開発においても、まだ検討例は限られているものの、安全性を含む性能向上や作業効率化等にAI技術が活用できると期待される。本稿では、革新炉開発におけるAI技術(関連技術を含む)の活用検討例として、日本原子力研究開発機構で実施しているプラント運転支援及び高速炉の炉心設計支援に関する研究開発を紹介し、その効果や課題について述べる。
浜瀬 枝里菜; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁
日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09
高速炉プラント動特性解析コードの妥当性確認のための不確かさ定量化(UQ)及び感度解析(SA)手法の適用性を検討するため、FFTF試験を対象にForward UQ及びSobol'法を用いたSAを実施した。統計的評価を用いて解析結果に含まれる不確かさを定量化し、本不確かさ範囲内に試験結果が収まることから妥当性判断が可能であること及び不確かさに対して支配的な入力因子の定量評価により、不確かさ低減に向けて優先的に検討すべき因子を特定可能であることを確認した。
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 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet), 14 Pages, 2025/08
ナトリウム冷却高速炉において、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-プレナム相互作用等の現象を低計算コストで評価するため、合理化集合体モデルを炉心部に組み込んだ炉容器内多次元熱流動解析モデル(RV-CFD)を整備している。本研究では、燃料ピンの熱容量及び熱抵抗を考慮可能な非熱平衡モデルを整備するとともに、スクラム模擬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。
堂田 哲広; 加藤 慎也; 上羽 智之; 田中 正暁; 中峯 由彰*; 井川 健一*; 飯田 将来*
Proceedings of 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet), 14 Pages, 2025/08
ナトリウム冷却高速炉の出力増加時の炉心変形による反応度フィードバックを正確に評価するには、核、熱、炉心構造の相互作用をモデル化する必要がある。原子力機構ではこれらの現象を詳細にモデル化する解析コードを連成させる評価手法を開発した。本研究では、本評価手法をFFTF LOFWOS#13試験の炉心解析に適用し、全反応度の解析結果と試験結果を比較した。炉心構造に係る設計パラメータの感度解析結果から、炉心の湾曲挙動が全反応度の時間変化に大きな影響を与えることが確認された。
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.
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。
桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 堂田 哲広; 田中 正暁
Annals of Nuclear Energy, 225, p.111754_1 - 111754_10, 2025/01
被引用回数：0The Japan Atomic Energy Agency has been developing an innovative design approach for advanced reactors such as fast reactors, known as Advanced Reactor Knowledge- and AI-aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA). One task of ARKADIA is to establish a core design optimization process to automatically identify optimal core and fuel design parameters by combining an optimization method and integrated sequential analyses of neutronics, thermal-hydraulics, and fuel integrity evaluations as well as plant dynamics analysis. The optimization process has been developed in stages. In a previous study, the optimal solution consistent with the reference solution was obtained in a simple two-variable optimization problem by focusing only on neutronics. Herein, the optimization process was extended to multivariable optimization, including other analyses. In particular, an integrated sequential analysis system was developed to evaluate thermal-hydraulics and fuel integrity as well as neutronics in the core. The number of core design variables was increased from two to four. The extended optimization process was applied to two problems of three- and four-variable optimization with multiple constraints. In the three-variable problem, the validity of optimization calculation was shown by the optimal solution matched to the reference solution. In the four-variable problem, the solution satisfied all the defined constraints. These results confirmed the feasibility of the core design optimization process combined with integrated analyses up to four variables.
浜瀬 枝里菜; 藤崎 竜也*; 河村 拓己*; 三宅 康洋*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
Proceedings of 10th Workshop on Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (CFD4NRS-10) (Internet), 12 Pages, 2025/00
浸漬型直接炉内冷却器を用いた自然循環崩壊熱除去時のプラント全体挙動を精度よく評価するため、プラント動特性解析コードとCFDコードを用いた連成解析手法を整備している。PLANDTL-1のPRACSを用いたスクラム過渡模擬試験を対象に、連成解析を実施した結果、原子炉容器(RV)内の局所的な現象を考慮して、系統内熱流動挙動を評価するとともに、本挙動をフィードバックしながら、RV内熱流動現象を模擬することができ、本手法の適用性を確認できた。
加藤 慎也; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁; 遠藤 知弘*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 11 Pages, 2025/00
ナトリウム冷却高速炉におけるULOF事象及びUTOP事象に伴う原子炉出力の上昇時に、炉心構成要素の熱膨張による炉心変形がこの出力上昇を抑制する負の反応度フィードバック効果をもたらす。原子力機構ではこの炉心変形反応度の解析評価手法(設計手法)の開発を実施している。設計手法を構成する反応時計算モジュールは、計算理論に多くの近似を使用しているため、計算された炉心変形反応度の妥当性確認には、核計算の参照解を導出する詳細な評価手法が必要となる。本研究では、開発の第一段階として、設計手法の妥当性確認用の参照コードとして、非構造メッシュを使用できるSimplified P3(SP3)近似に基づく2次元有限体積法(FVM)コードの開発を実施し、拡散理論に基づくFVMコードの計算理論、コードへのSP3近似導入手順、これまでに開発された計算機能の検証結果を示す。
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。
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。
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。
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。
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; 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 (NUTHOS-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。
