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岡島 智史; 森 健郎; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 宮崎 真之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00042_1 - 23-00042_12, 2023/08
本論文では、設計最適化のため熱過渡を受ける機器の破損確率を見積もる簡便な手順を提案する。破損確率は、機器の構造健全性の指標として多様な破損メカニズムに共通して利用できる。一回の評価に要する解析の回数を低減するため、最適化のための破損確率評価に一次近似二次モーメント法(FOSM法)を適用するとともに、実験計画法で用いられる直交表を入力パラメータ算出のための解析条件設定に利用した。また、熱過渡応力の時刻歴算出にあたり、有限要素解析に代えてランプ応答の重ね合わせを利用した。炉停止による熱過渡を受ける円筒容器の板厚最適化を行う例題を通じて、提案手法が板厚に応じた破損確率を現実的な計算コストで算出可能であることを確認した。
菊地 紀宏; 森 健郎; 岡島 智史; 田中 正暁; 宮崎 真之
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
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)を開発している。その一部として、ナトリウム冷却高速炉(SFR)を含む先進原子炉プラントでの設計最適化プロセスを支援するツール(ARKADIA-Design)の整備を進めている。われわれはSFRの機器構造の設計最適化プロセスの構築を行っている。本論文では、設計最適化プロセスの概要、プロセスにおける評価手法の概要紹介、実現可能性の検討のために実施した最適化プロセスのデモンストレーションの結果について示す。原子炉構造の設計最適化において、SFRの代表的な課題として熱過渡と地震動を考慮した代表例題に基づき、最適化プロセスの開発を行っている。本最適化プロセスでは、異なるメカニズムによる破損に対する荷重の寄与率を比べるため、最適化の目的関数の要素として破損確率を用いた。デモンストレーションを通じて、開発中の最適化プロセスが代表例題に対して最適解を提示する見通しを得た。
岡島 智史; 森 健郎; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 宮崎 真之
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
本論文では、設計最適化のため熱過渡を受ける機器の破損確率を見積もる簡便な手順を提案する。破損確率は、機器の構造健全性の指標として多様な破損メカニズムに共通して利用できる。一回の評価に要する解析の回数を低減するため、最適化のための破損確率評価に一次近似二次モーメント法(FOSM法)を適用するとともに、実験計画法で用いられる直交表を入力パラメータ算出のための解析条件設定に利用した。炉停止による熱過渡を受ける円筒容器の板厚最適化を行う例題を通じて、提案手法が板厚に応じた破損確率を現実的な計算コストで算出可能であることを確認した。
菊地 紀宏; 森 健郎; 岡島 智史; 田中 正暁; 宮崎 真之
第26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, 2022/07
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉における熱過渡荷重と地震荷重に対する原子炉容器胴部の板厚の最適解を得るためのプロセスを代表例題として設定し、炉構造設計最適化手法を整備している。熱過渡荷重に対する原子炉容器の耐性は、ナトリウム冷却高速炉の構造健全性に関する安全性評価の重要な要因のひとつである。地震による機械荷重のような異なる破損メカニズムに対して共通した尺度となるように、熱過渡に対する機器の破損確率を、目的関数の要素を構成する変数の1つとして、設定した。設定した熱過渡荷重による破損確率の評価に用いる熱過渡荷重分布を求めるために、プラント動特性解析コードによるパラメーター解析を実施する。最適解を得るためには、設計変数の条件を変更して、相当回数のパラメーター解析を実施する必要がある。設計検討において、最適化に要する時間を短縮する必要があることから、まずは、時間のかかるこのパラメーター解析の自動化方法を検討し、最適化プロセスに実装した。
田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂
第26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, 2022/07
原子力イノベーションにおいて民間で実施される多様な炉システムの概念検討への支援を目的とし、既往知見を最大限活用した設計最適化や安全評価を実現するAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法「ARKADIA」の開発を開始した。その一部として、設計基準事象までを対象に開発している「ARKADIA-Design」によって実現する、炉心及び炉構造分野での設計検討、並びに保守・保全計画立案に関わる最適化プロセスの具体化検討について報告する。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07
高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げ、およびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)の円筒試験体に対して水平荷重に加えて繰返し鉛直荷重を負荷する条件等を付した座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、有限要素法解析により座屈荷重に対する溶接残留応力の影響はほとんどないことを検証した。
深沢 剛司*; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 岡村 茂樹*; 藤田 聡*
日本機械学会論文集(インターネット), 87(898), p.21-00007_1 - 21-00007_17, 2021/06
本論文では、積層ゴムを用いた免震構造物の耐震安全マージンに関する基礎研究について述べた。免震構造物で想定される地震応答の変動は、「入力地動による地震応答の変動」と「免震装置の製造に伴う設計値の誤差」の重ね合わせの下で発生する。それらの状態を考慮した地震応答解析は、孤立した構造物の耐震安全マージンを評価するために重要である。本論文は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用のゴム製ベアリングからなる隔離構造物の耐震安全マージンが、地震応答の変動要因を考慮した地震応答解析を通じて日本電気協会ガイド4601(JEAG4601)およびSFRの基礎地動に対して確保されることを明らかにする。さらに、地震応答解析の結果を使用して、耐震安全マージンと線形限界の超過確率との関係について説明する。
宮崎 康典; 佐野 雄一; 岡村 信生; 渡部 雅之; 江夏 昌志*
QST-M-29; QST Takasaki Annual Report 2019, P. 72, 2021/03
放射性廃棄物の減容化及び有害度低減に、使用済燃料再処理で発生する高レベル放射性廃液から長寿命のマイナーアクチノイドを分離回収する固相分離技術の開発を行っている。特に、大粒径の吸着材をカラム充填することで、分離性能を維持しつつ、分離操作の安全性向上を目指した低圧損抽出クロマトグラフィを進めている。本研究では、HONTA含浸吸着材を0.01M硝酸溶液に浸漬し、
線照射によるHONTAの劣化挙動を調査した。吸収線量0.51MGyの場合では劣化物が2種類であったが、吸収線量の増加によって、e.g. 2.09MGy、劣化物の種類が5種類となった。このうち、2種類は溶媒抽出では見られておらず、抽出クロマトグラフィに特有の劣化物であることが示唆された。今後、硝酸や水が関与する抽出剤の劣化機構を明らかにする。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げおよびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)に対して一連の座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、弾塑性座屈解析で評価された座屈挙動に関して、応力-ひずみ関係と試験容器の初期不整を考慮することにより、各試験結果を適切にシミュレーションできることを示した。
小原 隆治; 池田 真輝典; 森下 正樹; 宮崎 真之; 島田 耕史; 森泉 真*
no journal, ,
耐震設計審査指針の改訂を受け「もんじゅ」敷地周辺の活断層調査を実施しその調査結果を踏まえた地震動評価により、基準地震動Ssを従来の466ガル(基準地震動S2)から760ガルに引き上げた。従来の機器・配管の耐震設計手法には大きな保守性が含まれていることから、評価の厳しくなる機器・配管について詳細な解析等を実施し、耐震裕度の確認を行った。
石丸 恒存; 島田 耕史; 佐々木 亮道; 田中 遊雲; 宮崎 真之; 安江 健一; 丹羽 正和; 末岡 茂; 梅田 浩司; 池田 真輝典
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅにおいては、平成25年9月末に原子力規制委員会より更なる追加調査計画の策定の指示が出されたことを受けて、もんじゅ敷地内破砕帯等の追加調査を継続的に進めている。平成25年10月以降は、敷地内破砕帯の剥ぎ取り範囲を拡充しての追加調査や山地/段丘境界における詳細な地形・地質調査、沿岸海域での海上音波探査等を追加で実施した。剥ぎ取り調査では、2系統(
系, 
系と呼ぶ)の複数の破砕帯の切断関係や変位量を把握し、系よりも系が相対的に新しい構造であることを確認した。これまでの調査結果からは、平成25年4月末のとりまとめ報告の結果と同様に、敷地内破砕帯が活動的であることを示す証拠は乏しく、これら破砕帯は、花崗岩が削剥により浅部に到達する以前に深部の熱水環境下で形成された小規模な古い地質構造である可能性が高い。
島田 耕史; 立石 良*; 石丸 恒存; 佐々木 亮道; 田中 遊雲; 宮崎 真之; 安江 健一; 丹羽 正和; 末岡 茂; 梅田 浩司; et al.
no journal, ,
本発表では、破砕帯とその他の地質体及び破砕帯同士の新旧評価の考え方を整理し、高速増殖原型炉もんじゅ敷地における花崗岩の破砕帯調査をその適用事例として示す。破砕帯の新旧評価には、(1)破砕帯とその他の地質体の関係による新旧評価と(2)破砕帯同士の関係による新旧評価の方法があり、(1)はさらに、(1.1)上載地層による新旧評価と(1.2)岩脈・鉱物脈・粘土脈による新旧評価の方法があると整理される。(1.1)では、基盤岩中の破砕帯を覆う変位変形を受けていない上載地層の年代特定により、破砕帯の活動がその年代よりも古いことが示される。(1.2)では、破砕帯を横切る岩脈・鉱物脈・粘土脈が破砕帯による変位変形を受けていない時、破砕帯の最新活動はこれらの構造形成よりも古いことが示され、これらの構造の年代が与えられれば破砕帯の最新活動年代を評価することができる。(2)では、破砕帯同士の切断関係により、切られた方は切った方よりも古い。共役の関係が変位センスから示唆された場合には同時期の形成が考慮されるが、最終的に切っている方が最新活動によるものであろう。
宮崎 康典; 渡部 創; 佐野 雄一; 小藤 博英; 竹内 正行; 石神 龍哉*; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*
no journal, ,
使用済燃料の再処理工程で発生する高レベル放射性廃棄物には、長寿命核種や発熱性核種であるマイナーアクチノイドが含まれており、これらを取り除くことで地層処分における廃棄物減容化や有害度低減に繋がる。そこで、抽出クロマトグラフィを用いたMAの選択的分離回収を検討している。これまでに、高分子ポリマーで塗布した多孔質SiO
粒子にCMPO等の抽出剤を含浸させた吸着材を作製し、カラム運転中に想定される放射線分解物の特定及び挙動調査を行ってきた。本研究では、線を模擬したTODGA/SiO-P吸着材の放射線耐性評価と理論計算による結合解離メカニズムの解明を目的に、Heイオンの照射試験を実施した。Heイオン照射に対して、酸の有無による抽出剤の分解生成物に違いが見られた。硝酸を加えてスラリー状態で照射した場合、アミドC-N結合の解離のみが起きたが、乾燥状態ではアミドC-N結合に加えてエーテルC-O結合の解離も見られた。この違いはプロトン付加した分子構造に依存すると考え、量子化学計算を用いて結合解離エネルギー(BDE)を求めた。フリーのDGAのエーテル結合のBDEは、アミド結合よりも小さい。一方、プロトン付加した構造では、エーテル結合はアミド結合よりもBDEが大きくなる。つまり、結合解離が起きにくいと予想された。この結果は実験で得られた結合解離パターンと傾向が一致した。今後、照射線量と吸着材の劣化生成量における相関を調査し、抽出クロマトグラフィに用いる吸着材の再利用性を含めた研究を行う。
線照射耐性評価宮崎 康典; 佐野 雄一; 小藤 博英; 渡部 創; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*
no journal, ,
経済産業省資源エネルギー庁の受託業務「平成28年度次世代再処理ガラス固化技術基盤研究事業」で量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所に再委託した研究内容を発表する。本研究では、抽出クロマトグラフィを用いて高レベル放射性廃液からマイナーアクチノイド(MA)を分離回収した後、使用済吸着ガラスをガラス固化するまでの保管を想定した線耐性評価試験を行った。具体的には、線照射線量に対するEu漏出率を調査し、ガラス粒子のEu分布をPIXE分析によって明らかにすることで、吸着ガラスの劣化を定量的に評価した。劣化CMPO吸着ガラスは、溶出液のICP分析から約50%のEu漏出率(2MGy)を確認し、ガラス粒子のPIXE分析からもEuの表面密度の減少が確認できた。一方で、劣化HDEHP吸着ガラスは、溶出液に沈殿が起きており、ICP分析による定量評価ができなかった。今後、PIXE分析による定量評価を実施する予定である。まとめると、MA回収後に吸着ガラスで長期保管する場合、CMPOは分解しやすく、漏出率が高くなるため、使用には適していないことが明らかになった。HDEHPの利用に関しては今後の課題である。
宮崎 康典; 佐野 雄一; 小藤 博英; 渡部 創; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*
no journal, ,
高レベル放射性廃液からマイナーアクチノイド(MA)を分離回収する抽出クロマトグラフィの技術開発で、放射線劣化に関連した安全性評価を実施している。本研究では、MAおよび付随した核分裂生成物から放出される線(Heイオン線)と線に対するCMPO吸着ガラスのEu保持能力や劣化挙動を調査した。照射線量に対するEu漏出率は、Heイオンと線で異なる挙動を示した。例えば、Heイオンの場合は弾性散乱による吸着ガラス表面の劣化が予想され、線ではラジカル種の生成速度が重要になると考えられた。また、線照射した吸着ガラスには大気PIXE分析を行い、照射線量に応じたEuの表面密度の減少を確認した。Heイオン照射後のEu密度分布を評価するPIXE-CT分析では、Eu漏出試験と同様に、ガラス粒子表面の密度分布が減少していることから、弾性散乱による劣化を強く示唆した。まとめると、CMPO吸着ガラスは放射線劣化が起きやすく、長期保管には適していない。金属イオンの密度分布を可視化するPIXE分析を用いることで、放射線分解を定性的に説明できるようになった。今後は、定量分析と理論計算の導入によって、CMPOの結合解離経路や分解生成物の発生割合等を明らかにする。
奥田 貴大; 宮崎 真之; 北村 誠司
no journal, ,
原子力発電プラントにおける機器・配管系は地震時に様々な方向から荷重を受ける。配管にとって最も負荷が大きくなる荷重方向を把握することは、配管の耐震健全性を評価するにあたって重要な課題である。本研究では、高速炉で適用される薄肉ティに着目し、荷重方向が薄肉ティの構造強度に与える影響を解析的に評価した。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之
no journal, ,
高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮, 曲げおよびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)に対して一連の座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、弾塑性座屈解析で評価された座屈挙動に関して、応力-ひずみ関係と試験容器の初期不整を考慮することにより、各試験結果を適切にシミュレーションできることを示した。
田中 正暁; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂; 横山 賢治; 安藤 勝訓
no journal, ,
多様な原子炉プラントでの設計最適化プロセスを支援するツールとしてARKADIA-Designの整備を進めている。これを構成する炉心,原子炉構造及び保全の各分野における開発項目,目標及びスケジュールを提示するとともに、これまでに整備を進めてきた成果の概要を紹介する。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之
no journal, ,
高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げおよびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、弾塑性解析により容器全体にわたる長波長の初期不整形状の座屈強度への影響を評価し、新たに提案する座屈評価式の適用性評価及び初期不整量を評価する際のゲージ長の検討を実施した。また、溶接による局所変形・残留応力についても、同様に解析により座屈強度への影響を評価した。
田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂
no journal, ,
設計最適化プロセスを支援するツールARKADIA-Designを開発している。前報の開発計画に従い、関連する機能の異なる複数の解析コードを連成させた解析評価手法の整備を進め、炉心設計及び炉構造設計、並びに保全に関わる最適化プロセスの具体化検討の進捗について報告する。
