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田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 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), 5 Pages, 2023/09
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(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。
根本 隆弘; 荒川 了紀; 川上 悟; 長住 達; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; 古澤 孝之; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Technology 2023-005, 33 Pages, 2023/05
JAEA-Technology-2023-005.pdf:5.25MB
HTTR (High Temperature engineering Test Reactor) RS-14サイクルの原子炉出力降下において、ヘリウムガス循環機のフィルタ差圧が上昇傾向となった。この原因を調査するため、1次ヘリウム純化設備のガス循環機の分解点検等を実施した結果、ガス循環機内のシリコンオイルミストがチャコールフィルタの性能低下で捕集できなくなり、1次系統に混入したためと推定された。今後は、フィルタ交換を実施するとともに、さらなる調査を進め、再発防止対策を策定する予定である。
岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 長家 康展; 多田 健一; et al.
EPJ Web of Conferences, 284, p.14001_1 - 14001_7, 2023/05
Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5 (JENDL-5) was released in 2021. JENDL-5 is intended to extend its generality from JENDL-4.0 by covering a wide variety of nuclear data for applications not only to nuclear design and decommissioning, but also to radiation-related fields. Overview of JENDL-5 and a future plan for the next of JENDL-5 are presented. JENDL-5 includes up-to-date neutron reaction cross sections incorporating other various types of data such as newly evaluated nuclear decay, fission yield, and thermal neutron scattering law. The neutron induced reaction cross sections especially on minor actinides in the resonance regions are improved by the experimental data measured at ANNRI. The extensive benchmark analyses on neutron nuclear data were made and the performance of JENDL-5 was confirmed by benchmark tests of ICSBEP and IRPhEP as well as fast reactors, radiation shielding calculations, and so on. So far, several JENDL special-purpose files have been developed for various applications. The data cover neutron, charged particles, and photon induced reactions. As the neutron induced reaction files, two special purpose files of JENDL/AD-2017 and JENDL/ImPACT-2018 were released to meet needs of nuclear backend applications including activation evaluation for nuclear facilities and nuclear transmutations of high-level radioactive wastes of long-lived fission products, respectively. Furthermore, the photon, proton and deuteron data were released as JENDL/PD-2016.1, JENDL-4.0/HE and JENDL/DEU-2020, respectively, for accelerator applications. With updating the data, they were incorporated in JENDL-5 as sub-libraries for facilitation of usability of JENDL. As the next step of JENDL-5, provision of the proper and sufficient covariance will be a major challenge, where cross correlations across different reactions or data-types may play a significant role in connection with data assimilation for various applications.
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。
多田 健一; 長家 康展; 谷中 裕; 横山 賢治; 沖田 将一朗; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 中山 梓介
Journal of Nuclear Science and Technology, p.1 - 21, 2023/04
被引用回数：0 パーセンタイル：82.84(Nuclear Science & Technology)日本の新しい評価済み核データライブラリJENDL-5が2021年12月に公開された。本論文は、核分裂炉に対するベンチマーク計算によりJENDL-5の妥当性を実証するものである。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP、MCNP及び決定論コードMARBLEを用いて実施された。ベンチマーク計算結果より、核分裂炉に対するJENDL-5の計算精度が、以前のJENDL-4.0に比べて改善されていることが分かった。
横山 賢治
EPJ Web of Conferences, 281, p.00004_1 - 00004_10, 2023/03
我が国では、炉定数調整法に基づく高速炉のための調整核データライブラリの開発を1990年代前半から行ってきた。この調整ライブラリは統合炉定数と呼ばれている。最初のバージョンは1991年に開発され、ADJ91と呼ばれている。近年では、マイナーアクチノイドや高次化プルトニウムの装荷された炉心の予測精度を向上させるために積分実験データの更なる拡張が行われた。2017年からこれらの積分実験データを使った統合炉定数ADJ2017の開発を開始し、2022年には現在最新となる統合炉定数ADJ2017Rが完成した。ADJ2017RはJENDL-4.0をベースに開発されており、619個の積分実験データが利用されている。これまでの開発経緯とともにこの最新版の概要について紹介する。一方で、2021年にはJENDL-5が公開された。JENDL-5の開発では、ADJ2017Rで利用された積分実験データの一部が、核データ評価のために利用された。しかしながら、このことは共分散データには反映されていない。JENDL-5に基づく統合炉定数を開発する際には、この状況を考慮する必要がある。本研究では、感度解析によって簡易的に評価した計算値と実験値の比(C/E値)を使って、JENDL-5に基づく予備的な炉定数調整計算を行った。この予備解析の結果についても議論する。
岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01
被引用回数：17 パーセンタイル：99.98(Nuclear Science & Technology)The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.
Rh
Sn
岩佐 和晃*; Suyama, Kazuya*; 河村 聖子; 中島 健次; Raymond, S.*; Steffens, P.*; Yamada, Akira*; 松田 達磨*; Aoki, Yuji*; 川崎 郁斗; et al.
Physical Review Materials (Internet), 7(1), p.014201_1 - 014201_11, 2023/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Materials Science, Multidisciplinary)The spin dynamics, crystalline-electric-field (CEF) level scheme, specific heat, and X-ray photoemission spectra (XPS) of CeRhSn were investigated, which exhibits anomalous semimetal transport in the chiral crystallographic phase. CEF excitations observed at approximately 7 and 39 meV are consistent with the two inequivalent Ce-ion cites in the chiral structure. Because of broader CEF excitations and a strong 4
peak at the Fermi level in the Ce 4
on-resonance spectrum, the hybridized Ce 4 electrons contribute to the semimetal carriers. In addition, the spin fluctuation associated with the Kramers doublet ground state is characterized by the peak located at 0.15 meV. The electronic state involving the spin fluctuation causes the 
behavior of specific heat below 0.6 K, which is attributed to linear dispersion relations of electrons of the Weyl Kondo semimetal in the chiral-lattice symmetry.
岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 多田 健一; 菅原 隆徳; 横山 賢治
核データニュース(インターネット), (133), p.1 - 6, 2022/10
OECD/NEA/NSC主催のWPEC(Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation)の本会合及び関連するサブグループ(SG),専門家グループ(EG)会合が、2022年5月10日
5月13日の日程で、パリのOECDカンファレンスセンターとWebでのハイブリッド形式によって実施された。WPEC本会合については、日本からの5名(岩本(修), 岩本(信), 木村, 多田, 東京工業大学・片渕氏)を含め、米国や欧州, 中国, IAEA, NEAから40名近い参加があった。アジアからの参加者はすべてオンラインであったが、米国からは現地での参加が多数あった。横山と菅原はSG-46会合へ参加した。本会合の概要を報告する。
堂田 哲広; 加藤 慎也; 飯田 将来*; 横山 賢治; 田中 正暁
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 8 Pages, 2022/10
ナトリウム冷却高速炉の従来の炉心設計において、炉心変形による負の反応度フィードバックは、解析評価の不確かさが大きく、考慮されて来なかった。今後、炉心設計を最適化するためには、予測精度の高い解析評価手法を開発し、過度な保守性を排除した評価を実施することが必要となる。そこで、炉物理,熱流動,構造力学の連成解析によるプラント過渡時の炉心変形反応度評価手法を開発した。本評価手法の検証として、燃料集合体が炉心中心から1列ずつ半径方向に水平移動した変形炉心の反応度を計算し、モンテカルロ法による参考値と比較した結果、炉心領域での集合体変位による反応度はよく一致するが、反射体領域では過大評価する結果となり、今後のモデル改良に対する課題を抽出することができた。
堂田 哲広; 吉村 一夫; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 上羽 智之; 田中 正暁
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 3 Pages, 2022/09
ARKADIA-Designは、概念設計段階にあるナトリウム冷却高速炉の最適化を支援するために開発されている。設計最適化には、様々な設計オプションを効率的に評価する1次元プラント動特性解析や、マルチフィジックスを含む局所現象を詳細に評価する多次元解析など、様々な数値解析が必要である。ARKADIA-Designは、解析コードを連携させ、意図した解像度で現象を再現するマルチレベルシミュレーション(MLS)手法に基づき、プラント全体の解析を行う。本論文では、ARKADIA-DesignのMLSにおける連成解析手法の概要と、連成解析手法を用いた高速増殖実験炉EBR-II試験の数値シミュレーションを紹介する。
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。
横山 賢治; 谷中 裕
核データニュース(インターネット), (132), p.25 - 33, 2022/06
日本原子力学会2022年春の年会の企画セッションにおいて報告した高速炉体系におけるJENDL-5の積分ベンチマーク解析の結果について紹介する。日本の評価済核データライブラリJENDLの最新版となるJENDL-5が2021年12月に公開された。JENDL-5の高速炉体系への適用性を確認するため、原子力機構で整備を進めている高速炉核設計基本データベースに含まれる積分実験データを対象としたベンチマーク解析を行った。高速炉の標準的な体系における主要な核特性に対して、JENDL-5の解析値と実験値の比(C/E値)はJENDL-4.0とほぼ同じ値となることを確認した。企画セッションでは、感度解析による分析結果を報告したが、この結果については学会の予稿に記載したので、ここではJENDL-5の開発途中のバージョンの結果を追加し、報告済みの感度解析の結果との関係について議論する。
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。
横山 賢治; 丸山 修平; 谷中 裕; 大木 繁夫
JAEA-Data/Code 2021-019, 115 Pages, 2022/03
JAEA-Data-Code-2021-019.pdf:6.21MB
JAEA-Data-Code-2021-019-appendix(CD-ROM).zip:435.94MB
原子力機構ではこれまでにも高速炉用統合炉定数を作成してきているが、高速炉用統合炉定数ADJ2017の改訂版となるADJ2017Rを作成した。統合炉定数は、高速炉の核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報を統合して炉定数を調整する。ADJ2017Rは、基本的にはADJ2017と同等の性能を持つ統合炉定数であるが、ADJ2017に対して追加検討を行い、以下の二つの点について見直しを行った。一つ目は実験起因不確かさの相関係数(以下、実験相関係数)の評価方法の統一化である。実験相関係数の評価で用いる共通不確かさの評価方法に二つの方法が混在していたことが分かったため、すべての実験データについて実験相関係数を見直し、評価方法を統一した。二つ目は炉定数調整計算に用いる積分実験データについてである。Am-243サンプルの燃焼後組成比の実験データの一つに、実験不確かさが他に比べて極端に小さく不確かさ評価に課題がある可能性が高いことが分かったため、当該実験データを除外して炉定数調整を行った。なお、ADJ2017の作成では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用していたが、ADJ2017Rの作成では一つ除外したので、最終的に採用した積分実験データは619個となる。どちらの見直しについても炉定数調整計算結果に与える影響は小さいが、不確かさ評価方法の説明性や積分実験データとの整合性が向上したと考えられる。
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。
堂田 哲広; 上羽 智之; 横山 賢治; 根本 俊行*; 田中 正暁
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03
ナトリウム冷却高速炉では、炉心温度上昇時に炉心燃料集合体の熱変形によって反応度フィードバックが生じる。この炉心変形反応度を固有の安全特性として活用し、安全評価における炉心設計の過度の保守性を排除するため、核動特性、熱流動、炉心構造変形の連成解析により評価する手法を開発した。米国高速実験炉EBR-IIの冷却材喪失時炉停止失敗事象模擬試験の解析を実施した。解析結果から、炉心変形反応度が負のフィードバック効果を持つこと、変形反応度の要因として燃料の移動に加えて、燃料周辺の反射体の移動も影響することが示され、連成解析による炉心変形反応度評価手法の有用性を確認した。
横山 賢治; 石川 眞*
Annals of Nuclear Energy, 154, p.108100_1 - 108100_11, 2021/05
被引用回数：1 パーセンタイル：19.33(Nuclear Science & Technology)高速炉のような新型炉の設計において、核特性の予測精度を向上させることは重要な課題である。炉定数調整法(核データ調整法)はこの課題に対する有力な方法論の一つである。炉定数調整法の考え方は1964年に初めて提案されたが、その実用化に向けては長期間に亘って研究が行われている。理論式の確立に約10年間を要したが、実用化に向けては半世紀以上に亘って研究開発が行われている。この分野の研究活動は依然として活発であり、新しい原子炉を開発するためには予測精度の向上が必要不可欠であることを示唆している。2020年3月に逝去されたMassimo Salvatores氏は炉定数調整法の最初の提案者の一人であるとともに、実用化に向けて偉大な貢献を行った研究者である。この分野における同氏の業績をレビューすることは、炉定数調整法の方法論の歴史をレビューすることとほぼ同じことを意味する。われわれはこのレビューがこの分野において今後何を開発すべきかを示唆するものになると期待する。このレビューは、a)炉定数調整法の方法論の確立と、b)実用化に関する成果の二つのテーマで構成される。更に、前者については、炉定数調整法の理論と炉定数調整法の適用必要となる感度係数の数値解法に関する研究の観点からレビューを行う。後者については、積分実験データの利用、不確かさの定量化と設計目標精度の評価、核データ共分散開発の促進の観点からレビューを行う。
堂田 哲広; 上羽 智之; 根本 俊行*; 横山 賢治; 田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 26, 4 Pages, 2021/05
高速炉の設計最適化に向け、従来の設計解析では考慮できなかった炉心温度上昇時の炉心の熱変形によるフィードバック反応度を考慮するため、核-熱-構造連成解析法を開発した。本手法では、核特性,プラント動特性,構造力学の各解析コードをPythonスクリプトの制御モジュールを用いて連成させる。本稿では、本連成手法と実プラント試験へ適用した結果について概説する。
