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

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112492

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。

Development of element functions and design optimization procedures with knowledge- and AI-aided design integration approach for advanced reactor lifecycle in ARKADIA

田中 正暁; 江沼 康弘; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 横山 賢治; 関 暁之; 若井 隆純; 浅山 泰

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 11 Pages, 2023/05

In Japan Atomic Energy Agency (JAEA), an artificial intelligence (AI) aided integrated digital system named "Advanced Reactor Knowledge- and AI aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA)" has been developing to offer the best possible solutions for challenges arising during the design process, safety assessment, and operation of a nuclear plant over its life cycle. ARKADIA aims for creating a new plant design beyond the reach of experienced engineers by assembling the solutions to be met a safe, economic, and sustainable carbon-free energy source. ARKADIA consists of three inter-connected systems: EAS (Enhanced and AI-aided optimization System) as a controller for the numerical analyses and the design optimizations, VLS (Virtual plant Life System) for numerical simulator, and KMS (Knowledge Management System) with knowledges obtained through the development of sodium-cooled fast reactors (SFRs) in JAEA. These systems stand on the AI aided platform. Until 2023, the platform, the ARKADIA-Design, the ARKADIA-Safety, and the KMS are separately being developed. In the next five years until 2028, the element functions and the systems are to be unified to one system, ARKADIA. In this paper, outlines of current status in its development are introduced.

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。

Proposal of inspection rationalization method and application for sodium cooled fast reactor

矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16735

In order to rationalize maintenance for nuclear power plants, it is necessary to develop optimize maintenance plan by considering characteristics of each plant. In sodium-cooled fast reactor, there are constraints on inspections due to the specialty of handling sodium equipment, that is one of the important points when considering rationalization of maintenance. To solve this problem, we proposed a basic concept of maintenance optimization scheme that is a design support tool in order to develop maintenance strategy, based on "system based code". One of the proposed scheme goals is to make a concrete way of necessary assessment method. Another is to provide several combinations of design and maintenance, and information for owner in order to choose the acceptable combination. In the beginning, we are working to develop the scheme that can be applied to sodium fast reactor as the main concept of next generation reactor. In this context, primary heat transfer system (PHTS) piping of fast reactor was evaluated by the scheme. This piping was chosen because it is major significant component and the inspection have constraint conditions that need preparation work. As a result, design candidate (e.g. single and double wall piping) and inspection candidate (e.g. ultrasonic testing and continues leakage monitoring) combinations along with benefit of each cases were provided.

Development of an unstable failure analysis procedure considering change of compliance at a crack part of SFR pipes

若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 江沼 康弘

Engineering Failure Analysis, 56, p.484 - 500, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.engfailanal.2014.11.021

This paper describes a failure analysis procedure used in leak before break assessment of large sodium pipes in Japan sodium cooled fast reactor made of modified 9Cr-1Mo steel. Since the steel has small thermal expansion rate and excellent high temperature strength, a simplified piping layout can be achieved. However, the fracture toughness of the steel is relatively smaller than that of the austenitic stainless steel used for many former FBR pipes. For this reason, a sophisticated LBB assessment is required for the pipes made of modified 9Cr-1Mo steel. Since the internal pressure of the pipes of JSFR is small, the thermal load caused by thermal expansion is predominant. Supposing a through wall crack in such piping system, the stiffness of the crack part will decrease with crack extension. The rational failure analysis procedure, evaluating the loading conditions at a crack part considering change of compliance of the piping system by a crack, was proposed. Using some experimental results, the validity of the analysis procedure was verified. Finally, the critical crack size was calculated for designed JSFR pipes. It was clarified that the proposed procedure was much effective to loosen LBB conditions for JSFR piping system.

Comparison and assessment of the creep-fatigue evaluation methods with notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*

Journal of Pressure Vessel Technology, 136(4), p.041406_1 - 041406_10, 2014/08

https://doi.org/10.1115/1.4026852

構造不連続部のクリープ疲労評価法の比較評価のため、改良9Cr-1Mo鋼切り欠き試験体によるクリープ疲労試験を実施した。試験は単軸の引張り-圧縮試験及びインダクションコイルを用いた熱荷重による試験を行った。応力集中部の応力は切り欠き半径により調整した。種々のクリープ疲労評価法により寿命評価を行うために有限要素法解析を実施するとともに、その予測寿命と試験寿命の比較検証を行った。クリープ疲労評価法としては応力再配分軌跡法(SRL法),弾性追従法,高速炉規格による方法等を採用した。これらの比較によりすべての試験結果に対してSRL法が最も適切な予測寿命を与えることが確認された。高速炉規格については繰り返し数で70倍以上安全側の評価を与えることが確認された。

Thermal transient test and strength evaluation of a tubesheet structure made of Mod.9Cr-1Mo steel, 2; Creep-fatigue strength evaluation

安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 275, p.422 - 432, 2014/08

AA2013-0396.pdf:1.44MB

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.04.029

JSFRの蒸気発生器のために設計された球形管板の破損様式を明らかにするために実施された管板構造試験体のナトリウム中繰返し熱過渡強度試験の結果ついて、試験中に得られたナトリウム温度分布およびその履歴と、試験体表面温度分布およびその履歴をもとに熱伝導解析を実施し、試験体の温度分布履歴を算定した。この結果を用いて応力解析を実施し、応力発生状況とき裂発生状況の比較、破損機構の検証、強度評価結果とき裂の関係調査などを実施した。非弾性解析結果に基づく評価では2.59mmのき裂に対してファクター3で寿命を予測できた。

Development of leak-before-break assessment method for Japan Sodium cooled Fast Reactor pipe, 1; Crack opening displacement assessment of thin wall pipes made of modified 9Cr-1Mo steel

若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 吉田 伸司*; 江沼 康弘

Journal of Pressure Vessel Technology, 135(1), p.011401_1 - 011401_9, 2013/02

https://doi.org/10.1115/1.4007642

ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の改良9Cr-1Mo鋼製薄肉大口径配管に対する破断前漏えい(LBB)評価に用いるき裂開口変位評価法を開発した。この方法では、き裂開口変位を、弾性域,小規模降伏域及び大規模降伏域に分けて計算する。この方法の妥当性検証を、周方向貫通き裂を有する改良9Cr-1Mo鋼薄肉管に対する高温における4点曲げ試験によって行った。その結果、LBB評価に適用可能な適切な評価方法を提案することができた。

Verification of the estimation methods of strain range in notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 伊達 新吾*; 渡邊 壮太*; 江沼 康弘*; 川崎 信史

Journal of Pressure Vessel Technology, 134(6), p.061403_1 - 061403_12, 2012/12

https://doi.org/10.1115/1.4006902

2種類の改良9Cr-1Mo鋼切り欠き試験体の疲労試験を実施し、その試験結果と有限要素法解析に基づき評価されるひずみ範囲により算定される予測寿命を比較検討した。ひずみ範囲評価法としてはSRL法,SEF法,ノイバー則及び日本の高速炉規格で適用されている手法を採用し、比較検討の結果に基づき種々のひずみ範囲予測法に関して、その適用性や保守性について検討した。ひずみ範囲評価法としてはSRL法が最も合理的な評価を与える。一方でSRL法を規格として採用するためには適用範囲についての検討が必要であることが明らかとなった。

Evaluation of Earthquake and Tsunami on JSFR

近澤 佳隆; 江沼 康弘; 木曽原 直之; 山野 秀将; 久保 重信; 早船 浩樹; 佐川 寛*; 岡村 茂樹*; 島川 佳郎*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.677 - 686, 2012/06

JSFRに対して地震及び津波の評価を実施した。地震については各機器の耐震性を地震解析により確認した。津波については補機冷却系の機能喪失等が想定されるが、JSFRは自然循環崩壊熱除去、空冷ガスタービンを採用しており安全系設備や非常用電源設備が補機冷却系に依存していないため津波による直接の影響がない可能性はある。ただし、万が一長期間の全交流電源喪失に至った場合でも自然循環崩壊熱除去及び空気冷却機器の運転員手動操作により崩壊熱除去が可能であることを過渡解析により確認した。