Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessel

Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(4), p.041501_1 - 041501_8, 2021/08

https://doi.org/10.1115/1.4049693

It has been recognized that probabilistic fracture mechanics (PFM) is a promising methodology in structural integrity assessments of pressure boundary components of nuclear power plants, because it can rationally represent the influencing parameters in their inherent probabilistic distributions without over conservativeness. A PFM analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate the through-wall cracking frequencies of domestic reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. In this study, as a part of the verification activities, a working group was established with seven organizations from industry, universities and institutes. Through one year activities, the applicability of PASCAL for structural integrity assessments of domestic RPVs was confirmed with great confidence. This paper presents the details of the verification activities of the working group.

Recent verification activities on probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL4 for reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00573

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.

Evaluation of energy spectrum around structural materials in radiation environments

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

Radiation Physics and Chemistry, 166, p.108493_1 - 108493_9, 2020/01

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2019.108493

原子炉内のSUS等の構造材料は、電離放射線の環境に晒されるため腐食や劣化が起こる。材料の厚さが異なると周囲の線質が変化して腐食等の程度が変わると予測されるが、これまでの研究ではこの影響について検討されていない。そこで本研究では、水中のSUS304板の表側にガンマ及びベータ線源を置いた際の、板の表裏両側での二次放射線(光子、電子)のエネルギースペクトルを板の厚さ、並びに線源と板の間隔を変えて解析的に評価した。Csガンマ線の場合、板の厚さに対するスペクトルの依存性は裏側でより明確だった。Sr、Yベータ線の場合、スペクトルはガンマ線の場合と明らかに異なり、裏側では電子のスペクトルは光子より遥かに低下した。このように、スペクトルが入射放射線の種類、材料の厚さ、線源と板の間隔によってどのように変化するかを明らかにするとともに、入射放射線に対する二次放射線のエネルギー低下を議論した。

Modelling of cesium chemisorption under nuclear power plant severe accident conditions

Miradji, F.; 鈴木 知史; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 逢坂 正彦; Barrachin, M.*; Do, T. M. D.*; 村上 健太*; 鈴木 雅秀*

Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 21 Pages, 2019/03

Under the scope of analyses of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) Severe Accident (SA), estimation of Cs distribution, especially localization in the upper part of the core, has large uncertainties partly caused by the current implemented Cs-chemisorption models in SA analysis codes. This is in part due to the scarce knowledge related to Cs chemisorption mechanisms onto structure surfaces. The objective of this work is, therefore, to improve Cs chemisorption models by consolidation and extension of knowledge in the chemical process of Cs chemisorption. In this study, we will present in the first part experimental tests for grasping the phenomenology of Cs chemisorption onto stainless steel (SS) surfaces under reproductive conditions of 1F SA. The chemical factors involving in the Cs chemisorption process were investigated and implemented in an improved Cs chemisorption model based on a mass transfer theory. The second part of the study will discuss further improvement of built Cs chemisorption model to take into account revaporizaton process of Cs chemisorbed species. For such improvement, the thermodynamic properties of all possible Cs-(Fe)-Si-O chemisorbed species were provided using first-principles calculations. In the last part of the study, chemical equilibrium calculations were conducted to evaluate the relative stability of possible Cs-(Fe)-Si-O chemisorbed species in SA conditions.

Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL

Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

原子力機構では確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発している。本研究では、産業界、大学及び研究所で構成するワーキンググループを設置し、解析コードの確率変数、解析機能及び解析フローに関する検証を実施した。一年の活動を通じて、PASCALの信頼性が確認された。

Effects of irradiation induced Cu clustering on vickers hardness and electrical resistivity of Fe-Cu model alloys

飛田 徹; 中川 将*; 武内 伴照; 鈴木 雅秀; 石川 法人; 知見 康弘; 齋藤 勇一; 曽根田 直樹*; 西田 憲二*; 石野 栞*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.241 - 247, 2014/09

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2014.05.020

圧力容器鋼に含まれる不純物Cuの析出は、材料の照射脆化(照射硬化)の要因の一つである。本研究では、Fe-Cuモデル合金を用いて電子線照射試験を行い、機械的特性の指標となるビッカース硬さの増加と、材料内部の状態変化に敏感な電気抵抗率の低下を測定し、両者に良い相関があることを明らかにした。また、3DAPによる析出物の観察を行った結果、硬さの増加及び電気抵抗率の低下のメカニズムを析出物の体積分率を用いることで説明できることがわかった。これらのことから、電気抵抗率の測定により照射硬化を評価できる可能性が示唆された。

Effect of neutron irradiation on the microstructure of the stainless steel electroslag weld overlay cladding of nuclear reactor pressure vessels

武内 伴照; 鹿窪 勇太*; 松川 義孝*; 野沢 康子*; 永井 康介*; 西山 裕孝; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

Journal of Nuclear Materials, 443(1-3), p.266 - 273, 2013/11

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.07.035

本研究では、約90%のオーステナイトと10%のフェライトの相分率である原子炉圧力容器オーバーレイクラッドについて、溶接後熱処理の後にJMTRにおいて290Cで7.2 10n/cmまで中性子照射をして、3次元アトムプローブ法でミクロ組織変化を観察し、元素濃度分布や析出状態を評価した。その結果、フェライト相では、照射によってCr及びSiの濃度揺らぎが上昇しており、新たにNi及びMnの濃度揺らぎが生じていた。オーステナイト相では、'(NiSi)様のクラスターが形成していた。一方、われわれが過去に行った400C10,000h時効材では、フェライト相でCrの濃度揺らぎが大きく上昇するとともにG相(Ni-Si-Mn)が形成していたが、オーステナイト相ではミクロ組織変化は観察されなかった。

Proceedings of 2012 JAEA/KAERI Joint Seminar on Advanced Irradiation and PIE Technologies; March 28-30, 2012, Mito, Japan

石原 正博; 石塚 悦男; 鈴木 雅秀

JAEA-Conf 2012-002, 179 Pages, 2012/12

JAEA-Conf-2012-002.pdf:26.34MB

韓国原子力研究院(以下、「KAERI」という)と日本原子力研究開発機構(以下、「JAEA」という)が締結した「原子力の平和利用分野における協力のための取決め」に基づいて、水戸において「2012照射試験・照射後試験技術に関する日韓セミナー」が2012年3月28日30日に開催された。照射技術に関する情報交換として3年ごとに開催されているこの日韓セミナーは、今回で7回目である。1992年に日本原子力研究所(以下、「JAERI」という)大洗研究所(現在のJAEA大洗研究開発センター)において、JAERIとKAERIとの照射後試験技術に関する第1回日韓セミナーが開催されて以来、中性子利用の分野におけるJAEAとKAERIの国際協力が進められてきた。2005年の第5回日韓セミナーにおいて、照射技術の分野、さらに第6回目において原子炉の管理分野が加わり、試験研究炉を用いた広範な照射利用の情報交換となった。本セミナーでは「試験研究炉の管理」、「照射技術」及び「照射後試験技術」の三つのセッションにおいて37件の講演が活発に行われた。本報告書は、この「2012照射試験・照射後試験技術に関する日韓セミナー」で発表された論文を収録したものである。

Proceedings of the Specialist Meeting on Mo-99 Production by (n,) Method; March 9-10, 2012, Yurakucho Asahi Hall, Tokyo, Japan

石塚 悦男; 石原 正博; 鈴木 雅秀

JAEA-Review 2012-030, 247 Pages, 2012/07

JAEA-Review-2012-030.pdf:21.51MB

本講演集は、原子力機構主催の「(n,)法によるMo-99製造にかかわる専門家会議」に提出された発表資料をまとめたものである。本会議は、各国のMo製造の現状と計画に関する情報交換及びMo製造にかかわる今後の試験研究炉の協力について議論することを目的として、2012年3月9日から10日に東京の有楽町朝日ホールで開催された。会議には、ポーランド,カザフスタン,インドネシア,タイ,マレーシア,オランダ,韓国,日本の8か国から合計27名が出席した。会議の結果、将来のMoの安定供給のために、(n,)法によるMo製造技術開発を進めることで一致するとともに、照射ターゲットの共通化によるメリットを考慮して、原子力機構で開発した高密度MoOペレットを共通ターゲットとした照射試験が提案された。

Proceedings of the 4th International Symposium on Material Testing Reactors; December 5-9, 2011, Oarai, Japan

石原 正博; 鈴木 雅秀

JAEA-Conf 2011-003, 297 Pages, 2012/03

JAEA-Conf-2011-003.pdf:21.1MB

本論文集は、日本原子力研究開発機構主催の「第4回汎用照射試験炉に関する国際会議」に提出された論文をまとめたものである。本国際会議は、各照射試験炉の相互理解を深めるための情報交換を目的として、2008年に第1回が原子力機構大洗研究開発センター、2009年に第2回目が米国INL、2010年に第3回がチェコNRIで開催された。今年で第4回目となる本会議は、当初、アルゼンチンINVAPで行われる予定であったが、火山噴火の影響で急遽、日本で開催されることになった。会議にはアルゼンチン,ベルギー,ブラジル,フランス,ドイツ,インドネシア,マレーシア,フィリピン,韓国,南アフリカ,スイス,ウクライナ,米国及び日本から合計111名が出席した。本国際会議では、「照射試験炉の現状と今後の計画」,「照射技術」,「産業利用の拡大(RI)」,「施設,改良,高経年化の管理」,「次世代の材料照射試験炉」,「照射後試験技術」,「改良ドライバー燃料の開発」、及び「次世代の原子力人材教育」のセッションにおいて39件の講演が行われた。