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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。
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：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The 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.
fuel in an intermediate spectrum sodium-cooled reactor with a lower linear heat rating桑垣 一紀; 近澤 佳隆; Yan, X.
Nuclear Science and Engineering, 12 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Various methods have been explored to improve the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors (SFRs), and one of the primary approaches is to load moderators, such as zirconia or beryllium (Be), into the reactor core. A moderator softens the neutron spectrum in the core; hence, safety-enhancing effects, such as reduced sodium-void reactivity, can be expected. This study uses (U, Pu)Be as a fuel, containing the moderator. The purpose of this study is to confirm the feasibility of the (U, Pu)Be fuel and the possibility of improving its core safety. The (U, Pu)Be fuel is loaded to replace the mixed-oxide (MOX) fuel in a reference SFR core with a lower linear heat rating. Characteristics of the (U, Pu)Be-fueled core are evaluated by comparing with the reference MOX-fueled core by neutronics analyses. The results show the feasibility of designing a (U, Pu)Be-fueled core with an intermediate neutron spectrum, where the sodium-void reactivity can be reduced by 3.8 
from that of the reference MOX-fueled core, showing a negative sodium-void reactivity is achievable. In addition, it was found that the maximum fuel temperature for an unprotected loss-of-flow accident can be mitigated by two factors: (1) the temperature rise at the unprotected loss-of-flow accident can be reduced by appropriately adjusting the Be weight fraction in the fuel, and (2) the higher thermal conductivity of the (U, Pu)Be fuel than that of the MOX fuel. These results indicated that the (U, Pu)Be fuel has the potential to design an intermediate spectrum sodium-cooled reactor with improved safety performance.
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。
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。
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。
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。
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
設計最適化支援ツールARKADIA-Designの一部として、効率化及び過度な保守性低減による設計革新を目指した、炉心設計最適化プロセス整備を進めている。本プロセスでは、炉心設計解析とプラント動特性解析を連携し、ベイズ最適化(BO)を活用して、ULOF時に炉心損傷を回避でき、炉心性能の高いナトリウム冷却高速炉の設計仕様に関する最適化問題を解く。第一段階として、2次元RZ円柱体系で模擬した炉心部を含む1次系を対象に、核設計とプラント動特性の統合解析にBO手法を用いた最適化プロセスを実行し、最適解の存在を確認した結果について報告する。
桑垣 一紀; 横山 賢治
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、先進的な原子炉を対象とした革新的な設計手法であるARKADIA (Advanced Reactor Knowledge- and AI-aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle)の開発を進めている。ARKADIAの開発項目の一つに、炉心核計算や熱流動計算、燃料の健全性評価、プラント動的解析などを行い、炉心・燃料仕様の最適化を自動で行うシステムの構築がある。このシステムは、燃料ピン径や炉心高さ・直径等の設計パラメータを変化させながら、炉心性能で定義される目的関数を最小化(または最大化)する最適設計を、自動で求めるように実装される。本研究では、そのシステム開発の第一段階として、炉心核設計のみに焦点をあて、自動最適化に関する検討を行った。最適化アルゴリズムには、目的関数の評価コストが大きい問題に有効とされているベイズ最適化手法(Bayesian Optimization: BO)を選定した。トイモデルを用いて、核設計最適化の単目的最適化例題、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。解析の結果、前者については、BOは少ない試行回数で、参照解をよく再現する最適解を得ることができ、一ケース当たりの評価コストが大きい核設計において、その有用性が示された。後者については、BOによって、参照解を再現するようなパレート解セットを求めることができると示された。
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。
桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 堂田 哲広; 田中 正暁
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、核-熱流力-燃料健全性評価の連携解析を実行し、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。本研究では、炉心設計の複数制約条件付きの多変数単目的最適化例題を対象に、核-熱-燃料健全性評価の連携解析とベイズ最適化手法を組み合わせた最適化計算を実施した。得られた最適解と参照解が整合し、本システムによる炉心設計の多変数自動最適化計算の成立性を確認した。
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。
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
no journal, ,
設計最適化支援ツールARKADIA-Designの機能の一部として、炉心設計の効率化及び過度な保守性の低減による炉心設計革新を達成可能な、炉心設計最適化プロセスの整備を進めている。本最適化プロセスでは、ULOF時に炉心損傷を回避でき、炉心性能の高いナトリウム冷却高速炉の炉心設計仕様を提示することを目的に、炉心設計解析とプラント動特性解析を連携し、ベイズ最適化(BO)を活用して、2次元RZ円柱体系で模擬した炉心部を含む1次系の簡略化体系を対象に炉心性能及び系統熱負荷指標を目的関数とする炉心仕様最適化問題を解く。第一段階として、単目的最適化問題に対して核設計解析とプラント動特性解析の連携解析にBO手法を用いた最適化プロセス実行により最適解の存在を確認した結果について報告する。
桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 堂田 哲広; 田中 正暁
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、核設計、熱流力設計、燃料健全性評価の連携解析と最適化アルゴリズムを用いた炉心設計最適化プロセスを整備している。本報では、実設計での多目的最適化に向けて、従来の炉心設計例に基づいて設定した複数制約条件付き4変数3目的最適化問題を対象に、ベイズ最適化アルゴリズムを適用した。その結果、パレート解集合が得られることを確認し、本プロセスの炉心設計への適用見込みを得た。
島川 佳郎*; 尾形 孝成*; 久保 重信; 大木 繁夫; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 菅 太郎*
no journal, ,
高速炉実証炉の概念設計の一環として、金属燃料炉心の炉心概念の検討を進めている。金属燃料炉心では出力上昇に対する燃料温度上昇幅が小さいため、ドップラ反応度が顕著に小さいという特徴がある。これは、固有の安全特性(反応度フィードバック特性)による受動的炉停止の達成には有利だが、出力係数を十分大きな「深い」負の値に保ち、通常運転時を含む出力の安定性を確保する上では不利となるため、これを安全確保上の課題として認識し、適正な反応度特性を備えた炉心とする必要がある。本発表では、金属燃料炉心の出力係数の特徴について概観するとともに、出力係数の「深さ」をパラメータとした代表的な過渡挙動の解析に基づき、出力係数が満たすべき暫定的なクライテリアを提案する。さらに、このクライテリアを満たすべく実施中の、炉心設計対応による出力係数改善方策の検討や炉心湾曲反応度の評価状況について報告する。
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。
久保 重信; 大木 繁夫; 島川 佳郎*; 尾形 孝成*; 堂田 哲広; 菅 太郎*; 桑垣 一紀
no journal, ,
酸化物燃料炉心と比べ、金属燃料炉心にはドップラ反応度が顕著に小さいという特徴がある。これは、固有の安全特性(反応度フィードバック特性)による受動的炉停止の達成には有利な特性であるが、出力係数を十分大きな負の値に保ち、通常運転時を含む出力の安定性を確保する上では不利となるため、これを安全確保上の課題として認識し、適正な反応度特性を備えた炉心概念の検討を進めている。本検討では、金属燃料炉心の出力係数の「深さ」に係るクライテリアを暫定するとともに、それに適合しうる炉心設計概念を明らかにするべく、日米金属燃料協力も活用しつつ解決方策の検討を進めている。本発表では、その状況を紹介する。
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
no journal, ,
AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法ARKADIAの一環として、炉心設計解析と安全解析を連携し、ベイズ最適化による炉心設計プロセスを整備している。高速炉プラントのトイモデルを対象にULOF時の炉心損傷回避可能かつ炉心性能の高い炉心設計を代表例題に設定し、本プロセスを適用した。その結果、制約条件を満たしつつ初装荷Pu重量を最小化する炉心仕様を効率的に導出し、炉心設計への適用見込みを得た。
