先進型原子炉の設計プロセスの革新を実現するARKADIAの開発(設計最適化支援ツールARKADIA-Designの開発状況)

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。

Development of core design optimization process by integrated analysis with neutronics and plant dynamics

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

https://doi.org/10.1299/mej.23-00440

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。

ナトリウム冷却高速炉の設計最適化フレームワークの開発,2; 最適化解析制御機能の開発

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。

Applicability study of Bayesian optimization to neutronic design of a homogeneous two-region core

桑垣 一紀; 横山 賢治

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

原子力機構では、炉心,炉構造、並びに保全分野の設計最適化を支援するツールであるARKADIA-Designの開発を進めている。ARKADIA-Designは、これまでに蓄積してきた高速炉開発の知見と、AI技術等を用いた最新の解析/設計技術を組み合わせ、安全性,経済性,カーボンフリーエネルギーソースとしての持続可能性といった観点から、革新的な炉心の設計を支援すること目指している。ARKADIA-Designの機能の一つとして、炉心特性で定義された目的関数を最小化(または最大化)するような設計変数を自動で求めるシステムの開発を進めている。本研究では、均質2領域炉心を対象とした複数制約条件付き単目的最適化例題を設定し、本システムの最適化アルゴリズムの候補であるベイズ最適化手法により、この例題の最適解が自動的に求まることを示した。また、3変数最適化問題を間接的に解くことで、本システムが将来的にどのように設計者を支援するかについて例示した。これらの結果やデモンストレーションを通して、自動最適化計算の成立性や、開発するシステムが設計者にとって有用な支援ツールになりうる可能性について確認した。

ICSBEPハンドブックを用いたJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテスト

桑垣 一紀*; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-007.pdf:4.77MB
JAEA-Data-Code-2017-007-appendix(CD-ROM).zip:0.37MB

これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。

ベイズ最適化の炉心核設計への適用性検討

桑垣 一紀; 横山 賢治

no journal, , 

原子力機構では、AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)の開発を進めている。ARKADIAの開発項目の一つとして、炉心・燃料設計パラメータを変化させながら、炉心性能によって定義される目的関数を最小化(又は最大化)するような最適仕様を自動で求めるシステムの構築がある。本研究では、そのシステム開発の第一ステップとして、簡易体系について炉心核設計の自動最適化に関する検討を行った。最適化にはベイズ最適化手法(BO)を使用することとし、核設計の単目的、及び2目的最適化例題を設定し、BOの適用性検討を行った。総当たり計算により設定した例題の参照解を算出し、BOによって得られた最適解との比較を行った結果、BOの解は参照解と良い一致を見せ、核設計におけるBOの有用性が示された。また、複数の制約条件がある場合の最適化についても検討を行い、BOによって複数制約条件付きの核設計最適化問題を解くことができる見込みを得た。

Preliminary neutronic analysis on core performance improvement using honeycomb-structured fuel assembly and U-Pu-Be metal fuel

桑垣 一紀; 近澤 佳隆; Yan, X.

no journal, , 

The technology of additive manufacturing by 3D printing, which is being developed in JAEA, permits application of more complex geometry and material that are unavailable to fabrication of nuclear fuels by traditional methods. As a first step, preliminary neutronic analyses are performed to examine the potential of core performance improvement to sodium-cooled fast reactor core through the use of a honeycomb-structured fuel and U-Pu-Be fuel, both of which may be fabricated by 3D printing. The honeycomb-structured fuel has the opposite configuration to the conventional fuel assembly, i.e., the fuel pin region becomes the coolant channel, and the coolant region in the conventional assembly becomes the fuel, as the name "honeycomb" suggests. By using such a structure, the fuel volume fraction can be increased compared to the conventional fuel pin type assembly, which will lead improvement of the breeding ratio. A comparative neutronic analysis of the honeycomb structure and the conventional pin type was performed. The results showed the possibility that the breeding ratio could be improved by the use of honeycomb-structured fuel. In U-Pu-Be fuel, the presence of Be in the fuel softens the neutron spectrum in the core, which is expected to improve the safety by increasing negative feedback effect of the Doppler reactivity and reducing the sodium void reactivity. A comparative study of U-Pu-Be and MOX fuel was performed. The results showed that the U-Pu-Be fuel can enhance the negative feedback effect of Doppler reactivity and reduce the sodium void reactivity compared to the other conventional fuel.

ベイズ最適化を用いた均質2領域炉心の設計最適化に関する検討

桑垣 一紀; 横山 賢治

no journal, , 

原子力機構で開発を進めている設計最適化支援ツールARKADIA-Designの機能の一部として、自動で炉心・燃料設計パラメータを最適化するシステムの整備を実施している。従来の炉心設計では基本的に、設計者が経験と知識をもとに設計変数を調整し、最適仕様を提示してきたが、本システムではこれらの作業を自動化し、設計最適化にかかる期間を短縮するような設計支援ツールを提供することを目指している。本研究では、均質2領域炉心の核設計を対象とした、複数制約条件付きの2変数単目的最適化例題を設定し、最適化アルゴリズムの候補であるベイズ最適化手法により、この例題の最適解が自動的に求まることを示した。これにより、自動最適化計算の成立性、及び本システムの実設計への適用可能性について確認した。

France-Japan collaborative development of verification, validation and uncertainty quantification for sodium-cooled fast reactor neutronics and shielding analysis methods

高野 和也; 谷中 裕; 丸山 修平; 桑垣 一紀; 大木 繁夫; 菅 太郎*; 中里 道*; 大島 拓洋*; 福地 郁生*; 小池 啓基*; et al.

no journal, , 

2020年より日仏間で進めているナトリウム冷却高速炉開発計画協力の一環として、高速炉の核設計手法及び遮へい設計手法に関してVVUQを共同で実施し、予測精度向上の方法や効果について検討協力を進めている。本協力を通じて得られる、日仏共同の実験データベースや数値ベンチマーク問題、VVUQ方法論は日仏の高速炉実用化に向けた将来炉の核設計及び遮へい設計に係る許認可を取得していく上で重要な知見となる。