Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
矢田 浩基; 高屋 茂; 町田 秀夫*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 7 Pages, 2024/11
ASME Code Case N-875 provides a rational in-service inspection (ISI) approach for liquid-metal cooled reactors. This is a risk informed approach and ISI requirements including acceptance criteria are established by considering features of respective plants in terms of the effects of flaws on the plant safety. In this approach, fracture mechanics is essential. Not only part-through-wall cracks but also through-wall cracks need to be evaluated, for example, to determine the maximum allowable size of flaws in reactor internal components and investigate the applicability of continuous leakage monitoring to flaws in sodium-retaining components. The basic procedure of the Code Case has also been incorporated in Fitness-for-service code (Section XI, Div. 2) in ASME, which provides requirements for Reliability and Integrity Management programs for nuclear power plants, including advanced reactors. The demonstration sodium-cooled fast reactor currently under development in Japan is expected to be designed with thin wall and large diameter. For some components, the ratio of radius to thickness (R/t) is expected to exceed 100. There are currently no generalized Stress Intensity Factors (SIFs), which are required for fracture mechanics, applicable to components with such a large R/t ratio. In this study, as a part of the development of a flaw evaluation method applicable to components with large R/t ratio, the conservatism of applying the SIF solutions for a through-wall crack in a plate to a circumferential through-wall crack in a cylinder with large R/t ratio was discussed. As a result, it was clarified that the SIF solution for a plate should not be used for circumferential through-wall cracks. Then, a new SIF solution of a circumferential through-wall crack in a cylinder was developed.
関 暁之; 吉川 雅紀; 西野宮 良太*; 沖田 将一朗; 高屋 茂; Yan, X.
Nuclear Technology, 210(6), p.1003 - 1014, 2024/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力プラントの安全な運転を支援するため、2種類のディープニューラルネットワーク(DNN)のシステムを構築した。一つは、原子力プラントの各種物理量についてシミュレーションよりも数桁少ない計算時間で推定するサロゲートシステム(SS)である。もう一つは、物理量から異常の原因となる外乱の状態を推定するシステム(ASIS)である。両システムとも、高温工学試験研究炉(HTTR)の挙動を様々なシナリオで再現することができる解析コード(ACCORD)から得られたデータを用いて学習を行った。DNNのモデルは、主要なハイパーパラメータを調整することにより構築された。これらの手順を経て、開発したシステムが高い精度で動作することを確認した。
橋立 竜太; 矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘
保全学, 23(1), p.103 - 111, 2024/04
本報では次世代高速炉の合理的な設計に向け、保全の観点から設計上の課題を抽出する手法を提案する。提案手法では、設計情報を整理することで点検実施条件を抽出し、抽出した点検実施条件を基に点検工程を作成することで、目標とする定期点検期間を達成可能な設計である評価する。達成できない場合、点検実施条件の観点から設計上課題を抽出する。提案手法の適用例として、もんじゅの設計を参考に、設計上課題を抽出し、課題に対する対策を検討した結果を示す。
高屋 茂; 関 暁之; 吉川 雅紀; 佐々木 直人*; Yan, X.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00408_1 - 23-00408_11, 2024/04
原子力発電所の安全性向上には、異常時の対応力の強化が重要である。そのためには事前に潜在的なリスクを徹底的に洗い出し、対応策を準備する必要がある。また異常発生時には、運転員は迅速に状況を理解し、適切な対応策を選択しなければならない。本研究では、AI技術を活用して、異常の状況だけでなく、状況に応じた対策案を提示する革新的な運転員支援システムを提案する。提案システムの構成や機能等について、HTTRを例題として説明する。
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。
矢田 浩基; 高屋 茂; 町田 秀夫*
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/09
ASME Boiler and Pressure Vessel code (BPVC), Section XI, Division 2をナトリウム冷却高速炉に適用するために必要となる追加規定の検討が進められている。ナトリウム冷却炉用の追加規定案では、ASME Code Case N-875を基にナトリウム内包機器に対して連続漏えい監視が試験要求として採用されており、連続漏えい監視を有効なものとするために破断前漏えい(LBB)評価が求められる。しかし、ASME BPVCにはナトリウム炉に適用可能なLBB評価法が無いため、JSMEで開発されたLBB評価ガイドラインの採用が提案されている。本研究では、亀裂を有する構造物の不安定破壊評価法に着目し、ASMEにおける既存評価法とLBB評価ガイドラインの手法の違いを分析した。
矢田 浩基; 高屋 茂; 諸星 恭一*; 横井 忍*; 宮川 高行*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00044_1 - 23-00044_13, 2023/08
原子力発電所の合理的な保全計画を策定するには、各プラントの特性を考慮する必要がある。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムを扱う特殊性から検査上の制約が保全合理化の重要なポイントとなる。本研究では、リスク情報を活用して保全方針を策定する設計支援ツールである保全最適化スキームを提案した。保全最適化スキームは、システム化規格概念に基づくASME Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case, N-875が基となっており、最適な保全方針を策定するための詳細な手順を提供するものである。さらに、保全最適化スキームを用いて次期高速炉の候補概念を対象に炉心支持構造物の保全方針設定に関する試評価を実施した。
Dong, F.*; Chen, S.*; 出町 和之*; 吉川 雅紀; 関 暁之; 高屋 茂
Nuclear Engineering and Design, 404, p.112161_1 - 112161_15, 2023/04
被引用回数：19 パーセンタイル：99.17(Nuclear Science & Technology)To ensure nuclear safety, timely and accurate anomaly detection is of utmost importance in the daily condition monitoring of Nuclear Power Plants (NPPs), as any slight anomaly in a plant may result in an irreversible and serious accident, as well as high costs of maintenance and management. Nevertheless, due to the unique inherent attributes of anomalies, the difficulty of automatic detection in NPPs is increased. Previous model-driven anomaly detection approaches required skilled priori knowledge, leading to their limited usability. Commonly adopted deep learning-based data-driven anomaly detection approaches may not easily acquire the most relevant features when dealing with sensor data containing redundant information with uneven distribution of anomalies. To alleviate these issues, this paper propose an attention-based time series model for anomaly detection to ensure safety in NPPs. First, we employ one-dimension convolutional neural network (1D-CNN) backbone for feature extraction to preserve original inherent features of time series inputs. Subsequently, we originally adopt soft-attention mechanism to automatically extract the most relevant temporal features considering the specificity of anomaly detection in NPPs. The performance of the proposed model was experimentally validated on the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) anomaly case dataset simulated using the analytical code. The experimental results indicate that the proposed model was capable of detecting anomalies in NPPs with superior performance to the baseline model, while ensuring fast detection at short time steps.
矢田 浩基; 高屋 茂; 諸星 恭一*; 横井 忍*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 9 Pages, 2022/08
原子力プラントの保全を合理化するためには、各プラントの特徴を考慮した検査要求を設定する必要がある。ナトリウム冷却型高速炉プラントにおいては、冷却材にナトリウムを用いることに起因する保全活動上の制約が存在し、保全合理化を検討する上で重要なポイントとなる。著者らはこれまでにシステム化規格(SBC)概念に基づく保全最適化スキームを提案している。同スキームの目的は、プラントの特徴を考慮した合理的な検査要求を設定するための手法を提供することである。本研究では、保全最適化スキームにおける検査要求の設定方法を具体化すると共に、日本で検討が進められている次期高速炉の炉心支持構造物を対象に試評価を実施した。
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。
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。
鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
2020 9th International Congress on Advanced Applied Informatics (IIAI-AAI 2020), p.797 - 801, 2021/07
To realize the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the maintenance scheduling management from the viewpoints of both safety and efficiency. As a fundamental study, we propose an inspection-process-scheduling model that minimizes the total number of inspections in a fast reactor. In this study, we formulate the inspection-process-scheduling problem as an integer programming problem. Computing the inspection-process schedules for a simplified fast reactor plant model, we verified that the proposed model can provide the optimal schedule automatically.
豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 20(2), p.95 - 103, 2021/07
It is necessary to implement reasonable maintenance based on characteristics of a nuclear power plant to achieve both high safety and high economic efficiency of the power plant. The prototype fast breeder reactor "Monju" spent most of the year on maintenance. It is important to identify causes of the prolonged maintenance of "Monju" and consider countermeasures for subsequent fast reactors. In this study, we investigate causes of the prolonged maintenance by analyzing the Monju's maintenance plan. Further, we make proposals for optimizing the maintenance of next-generation fast reactors to address the identified issues.
橋立 竜太; 豊田 晃大; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 19(4), p.115 - 122, 2021/01
原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、発電所の特性に基づく合理的な保全を実現させる必要がある。一方で高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半をメンテナンスに費やしてきた。もんじゅの点検期間長期化の要因を明らかにし、次世代高速炉の合理的な保全を実現することは重要である。本研究では、低温停止中のもんじゅの点検長期化の要因について、もんじゅのプラント工程を基に分析した。また抽出された課題から、保全の合理化の観点を提案した。
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
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.
高屋 茂; 藤崎 竜也*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00526_1 - 19-00526_10, 2020/06
ナトリウム冷却高速炉の主要機器には自由液面を有するものがあり、地震時のスロッシングを設計上考慮する必要がある。極めて厳しい地震条件では、スロッシング波が天井部に到達することも考えられるが、現時点で平天井に関するスロッシング衝撃圧の評価法は確立されていない。そこで、本論文では、静水面に落下する楔にかかる衝撃圧の評価法としてよく知られるWagner理論に着目し、仮想楔を用いた平天井に関するスロッシング衝撃圧の評価法を新たに提案した。CFD解析を実施し、Wagner理論の重要な前提が、天井に関するスロッシング衝撃圧の評価においても妥当であることを確認した後、スロッシング試験の公開文献を用いて、提案手法の有効性について検討した。
高屋 茂; 佐々木 直人*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00549_1 - 19-00549_9, 2020/06
地震による容器の座屈評価は、高速炉の設計において重要である。われわれは、以前、より合理的な評価を行うために地震ハザードを考慮した座屈確率の評価法について検討し、荷重耐力係数設計法に基づく座屈評価法を提案した。本論文では、提案手法を自重及び内圧を考慮できるように拡張した。更に、自重及び内圧が座屈確率に与える影響を検討し、最大許容地震荷重について10から20%程度の合理化が可能であることを示した。
高屋 茂; 浅山 泰; 矢田 浩基; Roberts, A. T.*; Schaaf, F.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021601_1 - 021601_5, 2020/04
被引用回数：1 パーセンタイル：6.07(Engineering, Mechanical)液体金属炉の供用期間中検査に関する要求は、ASME規格Section XI, Division 3に定められているものの、一部規定については準備中の状態である。1980年の初版発刊以降、大きな改訂は行われてこなかったが、今回、新しく事例規格(Code Case) N-875が発刊された。本事例規格は、目標信頼性に基づく規格・基準類の合理化を目指すシステム化規格概念を活用して開発されたもので、Section XI, Division 3に対する代替検査要求を定めている。本論文では、Code Case N-875の概要を説明するとともに、高速増殖原型炉「もんじゅ」の一次主冷却系配管を対象とした例題検討を通して、Code Case N-875の具体的な評価手順についても解説する。
近澤 佳隆; 高屋 茂; 田川 明広; 久保 重信
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 6 Pages, 2019/05
研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果を行った。本報告では提案した研開炉の保守管理の考え方に基づき、ナトリウム冷却高速炉の特有な機器であるナトリウム弁の保全計画(点検計画)を検討した例を示す。
高屋 茂; 藤崎 竜也*
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07
スロッシングは、自由液面を有する高速炉共通の重要な課題の一つである。免震システムの導入により地震荷重の振動周期は長周期化し、スロッシングの固有周期に近づくことによってスロッシングが促進される。厳しい地震条件では、スロッシング波が天井部に到達することも想定される。その場合、天井部の健全性評価が必要となるが、平天井に関するスロッシング衝撃圧の評価法はまだ確立していない。そこで、本研究では、Wagner理論に基づき、簡易評価法を提案した。更に、スロッシング試験の公開文献やCFD解析を用いて、提案手法の有効性について検討した。
