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岡島 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰
第27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), 3 Pages, 2023/09
(一社)日本機械学会 動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」が発刊となった。ナトリウム冷却高速炉は高温低圧の運転条件をはじめとして、軽水炉とは異なる特徴が多くあり、その設計及び維持にあたっては、軽水炉とは異なる考慮が必要となる。我が国では、ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて、炉の特徴を踏まえて適切な設計及び維持を行う手法の整備を目指した研究開発が継続的に実施されてきた。本報では、本書の5.6節から5.8節に記載した、これまでにナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて積み重ねられた研究開発とその成果としての規格基準類の開発について概説する。
能井 宏弥*; 渡邊 壮太*; 久保 幸士*; 岡島 智史; 安藤 勝訓
日本機械学会M&M2023材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.CL0712_1 - CL0712_5, 2023/09
本研究では、非弾性解析(弾塑性クリープ解析)によりクリープ損傷値を求める際に課題となる高温保持前の負荷に対して、保守的なクリープ損傷値の評価を可能とするために、既存の弾性解析に基づく保守的な評価手順の考え方と整合した緩和初期応力(解析における熱荷重条件)の設定方法を具体化した。また、具体化した手順を用いた非弾性解析により算出したクリープ損傷値は、保守性を持ちつつ現行の弾性解析に基づく評価結果よりも合理化された値となることを確認した。
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。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 岡島 智史
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/07
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、改良9Cr-1Mo鋼およびオーステナイト系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。
渡壁 智祥; 奥田 貴大; 岡島 智史
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 5 Pages, 2023/05
高速炉開発においては、三次元免震の適用を前提としている。その場合、原子炉建屋とタービン建屋を繋ぐ渡り配管には、耐震プラントでは発生しない大きな変形が水平、上下方向に作用するため、渡り配管の耐震設計成立性が課題である。加えて、高速炉では、軽水炉と比べて高温熱を取り出すため、主蒸気配管も軽水炉と比べてより高温条件下での運転となることから、高温強度に配慮した設計が必要となる。ここでは、渡り配管レイアウトに対し、日本機械学会設計・建設規格第II編高速炉規格に基づく強度評価を実施し、その結果と過去の破損試験等の最新知見を踏まえ、高速炉用渡り配管の設計の在り方について検討する。
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; 岡島 智史
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07
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、オーステナイト系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2.25Cr-1Mo鋼や550度を超える温度における適用性についても検証した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
田中 正暁; 堂田 哲広; 森 健郎; 横山 賢治; 上羽 智之; 岡島 智史; 松下 健太郎; 橋立 竜太; 矢田 浩基
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
日本原子力研究開発機構では、ARKADIAと呼ぶ原子炉の革新的な設計システムの開発を進めている。ARKADIAは、安全性かつ経済性を高め、脱炭素エネルギー源となる革新的原子炉の設計を実現するものである。最初の開発段階として、設計検討のためのARKADIA-Designと、安全性評価のためのARKADIA-Safetyを開発する。本報告では、ARKADIA-Designに焦点を当て、システムの概念と、マルチレベル解析及びマルチフィジックス解析を実施するための数値解析コードについて説明する。また、解析コードを組み合わせて構築する機能及び妥当性確認としての対象問題についても言及する。
岡島 智史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.21-00080_1 - 21-00080_15, 2021/08
一次応力が存在しない場合であっても、長距離にわたる温度分布の移動によって熱ラチェットが発生することが報告されている。温度分布移動距離が過大でない場合には、このメカニズムによる塑性ひずみの累積は最終的に飽和に至る。このような飽和時点での累積塑性ひずみ分布と残留応力分布との間に、強い相関があることから、弾性シェイクダウン挙動に必要とされる残留応力分布をもとに、塑性ひずみの飽和分布を予測することを狙っている。本論文では、古典的なシェル理論に基づき、所定の領域に一様な周膜応力をもたらす塑性ひずみ分布を定式化した。定式化結果は、弾完全塑性材料を用いた有限要素解析の結果と比較することにより検証した。
Cr-1Mo and Mod.9Cr-1Mo steel at elevated temperature design安藤 勝訓; 岡島 智史; 芋生 和道*
Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/07
高温設計における座屈に対する必要な厚さの評価のため、2種類のフェライト鋼(2 Cr-1MoおよびMod.9Cr-1Mo鋼)の外圧チャートを開発した。本提案においては、日本機械学会の高速炉規格で提供されている機械的および物理的特性を使用して、ASME BPVCに記載されているガイドラインに基づいて、各材料の外圧チャートを作成した。この外圧チャートの提案により、これまで実施されていた150
Cを上回る温度では、これらの鋼種について、代替的に他の材料の外圧チャートを使用して評価しなくてはならなかったことと、代替しても480Cを超えた場合には外圧チャートによる評価ができないことの二つの問題が解決される。
岡島 智史
日本機械学会論文集(インターネット), 85(874), p.18-00348_1 - 18-00348_9, 2019/06
The prevention of excessive deformation by thermal ratcheting is important in the elevated temperature design of fast breeder reactors (FBR). In an experimental study that simulated a fast breeder reactor vessel near the coolant surface, it was reported that the long distance travel of temperature distribution causes a new type of thermal ratcheting, even in the absence of primary stress. Without excessive stress and travel distance, the inclement of the plastic strain derived from the above mechanism reduced each cycle of thermal transient, and finally reaches to approximately 0. In this paper, we investigate path independency on saturated distribution of plastic strain. For this purpose, we carried out several cases of finite element analyses with initial strain distribution, which simulated plastic strain distribution in the middle of accumulating. As the result, we confirmed that the shape of saturated distribution has small dependency on the shape of distribution in the middle of accumulating. Additionally, in the case using conservative initial strain distribution, further accumulation of plastic strain was not observed. This result suggests the possibility of the method that evaluate whether the accumulation of the plastic strain go beyond design limits.
岡島 智史
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
円筒容器に生じた軸対称温度分布が、長距離にわたって繰返し移動するとき、繰り返しごとに継続的に塑性ひずみが累積することが知られている。熱応力及び温度分布移動距離が過大でない場合には、塑性ひずみ累積は最終的に終了する。この塑性ひずみ累積メカニズムについて、弾塑性有限要素解析に基づく検討を行った。結果として、最終的に進行が終了した時点での塑性ひずみ分布の形状は、途中段階での塑性ひずみ分布形状への依存性が小さいことを明らかにした。
岡島 智史; 若井 隆純; 川崎 信史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(5), p.16-00641_1 - 16-00641_11, 2017/10
The prevention of excessive deformation by thermal ratcheting is important in the design of high-temperature components of fast breeder reactors (FBR). As a result of experimental study that simulated the fast breeder reactor vessel nearby the coolant surface, it was reported that long distance traveling of temperature distribution causes new type of thermal ratcheting, even if there is no primary stress. In this paper, we propose a simple screening criterion to prevent continuous accumulation of plastic strain derived from long distance traveling of temperature distribution. The major cause of this ratcheting mechanism is lack of residual stress that brings shakedown behavior at the center of yielding area. Because the residual stresses are derived from constraint against the elastic part, we focused on the distance from the center of yielding area to the elastic region. So, the proposed criterion restricts the axial length of the area with full-section yield state, which is the double of the above distance. We validated the proposed criterion based on finite element analyses using elastic-perfectly plastic material. As the result of the validation analyses, we confirmed that the accumulation of the plastic strain saturates before 2nd cycles in the cases that satisfy the proposed criterion, regardless of the shape of temperature distribution.
渡邊 壮太*; 久保 幸士*; 岡島 智史; 若井 隆純
日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.581 - 585, 2017/10
高速炉の高温構造設計規格では、内圧が低く、熱応力が大きい高速炉の荷重条件の特徴を考慮し、設計者が応力緩和時の弾性追従の程度を特に意識することなく評価できるよう弾性追従係数を一意にq=3と定めた長期一次応力が低い場合の規定がある。非弾性解析を用いてより現実的な弾性追従係数を算定すれば、より合理的な設計が可能となる。そこで、設計への適用性に配慮して非弾性解析による弾性追従係数の算定方法を具体化し、非弾性解析結果から直接求めたクリープ損傷値と、弾性追従係数を用いたクリープ損傷値を比較し、評価手法の適用性を確認した。
岡島 智史; 若井 隆純
日本機械学会2017年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2017/09
高速炉容器液面近傍部には急峻な温度分布が生じる。この温度分布が長距離にわたって移動する場合、たとえ一次応力がなくても継続的に塑性ひずみが累積する、新たな様式の熱ラチェットが生じうることが報告されている。本報では、生じる熱応力が相対的に小さい温度分布が、長距離にわたって移動する薄肉円筒モデルについて、有限要素解析結果の分析を実施した。この結果、温度分布が通過する領域における累積塑性ひずみは、中央部が最大となる分布形状となることを明らかにした。また温度分布移動距離が過大でなければ、温度分布が通過する領域の中央部においても、最終的にシェイクダウン挙動を示すのに必要な残留応力が確保され、塑性ひずみの累積が飽和することを明らかにした。
岡島 智史
日本機械学会2017年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 3 Pages, 2017/09
減肉を受けた圧力設備の供用適性評価にあたって、検査等をはじめとする日常の保全活動に応じた安全係数を設定することが期待されており、そのためには検査結果および荷重のばらつきを考慮した信頼性評価を行うことが有効と考えられた。日本高圧力技術協会では、テクニカルレポートHPIS Z 109TR「信頼性に基づく圧力設備の減肉評価方法」を制定し、信頼性に基づく減肉評価の方法とその技術基盤を与えている。この評価方法の一つとして、部分安全係数法を用いた減肉評価方法を与えており、従来の経験的な安全係数を用いた手法と同等の簡便さで減肉評価を行うことを可能とした。本報では、HPIS Z 109TRに与えられた、部分安全係数法を用いた減肉評価方法について紹介する。
