Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
下平 昌樹; 飛田 徹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
JEAC4206「原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法」では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価において、原子炉圧力容器内面のステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂(UCC)を想定し、亀裂先端の応力拡大係数がRPV鋼の破壊靭性値を上回らないことを定めている。本研究では、クラッドの存在が破壊靭性値に与える影響を評価することを目的に、UCCまたは表面亀裂を有する試験体を用いた3点曲げ破壊靭性試験と有限要素解析(FEA)を行い、UCCに対する塑性拘束効果の影響を調べた。その結果、UCCの破壊靭性値が表面亀裂に比べて高いことを実験的に示した。また、有限要素解析により、クラッドの存在によりUCCの塑性拘束効果が弱められることを示した。
真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
原子力機構(JAEA)では、加圧水型原子炉一次冷却水環境中における応力腐食割れ(PWSCC)や疲労等の経年劣化事象による原子炉配管の破損確率を評価するために、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL-SPを整備している。現在、本解析コードの検証のため、NRCとEPRIが共同で開発したPFM解析コードxLPRとのベンチマーク解析を実施している。本ベンチマーク解析は、両解析コードにより、共通の解析条件の下でPWSCCに関する決定論的解析及び確率論的解析を行うものであり、NRCとJAEAが自らの解析コードを用いて、それぞれ独立に解析を進めている。決定論的解析は完了しており、両解析コードから得られた結果が概ね一致することが確認された。本稿では、主として決定論的解析における解析条件及び両解析コードから得られた解析結果の詳細について示すとともに、確率論的解析について、その解析条件及びJAEAが実施したPASCAL-SPによる解析結果を示す。
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08
In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL4, for probabilistic evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. Besides severe PTS events, however, transients associated with normal operations, such as the cooldown and heatup transients associated with reactor shutdown and startup, respectively, should also be considered in the integrity assessment of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs). With regard to a heatup transient, because temperature is at its minimum, and tensile stress at its maximum on the RPV outer surface, outer surface crack and embedded crack near the RPV outer surface should be taken into account. To extend the applicability of PASCAL4, we improved the code to include analysis functions for these cracks. The improved PASCAL4 can be used to run PFM analyses of RPVs subjected to both cooldown (including PTS) and heatup transients. In this paper, improvements made to PASCAL4 are firstly described, including the incorporated stress intensity factor solutions and the corresponding calculation methods for vessel outer surface crack and embedded crack near the outer surface. Using the improved PASCAL4, PFM analysis examples for a Japanese BWR-type model RPV subjected to thermal transients including a low temperature overpressure event and a heatup transient are presented.
勝山 仁哉; 宮本 裕平*; Lu, K.; 真野 晃宏; Li, Y.
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08
原子力機構では、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象等の過渡事象を考慮し、原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を算出するための確率的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL4の開発を進めている。亀裂のサイズや密度等の欠陥分布は、PFM解析の破損頻度を算出する上で重要な影響因子であることがよく知られている。NUREG-2163では、非破壊検査(NDI)の結果を反映するベイズ更新手法が提案されているが、NDIにより欠陥指示がある場合にのみ適用可能である。RPVの検査結果として欠陥指示がない場合があることから、我々は以前、NDIの結果として欠陥指示がある場合とない場合の両方に適用可能な尤度関数を提案した。しかし、これらのベイズ更新手法では、両者に相関のあると考えられる亀裂のサイズと密度を独立に更新する尤度関数が適用されている。本研究では、尤度関数をさらに改善し、亀裂のサイズと密度を同時に更新できるようにした。また、その尤度関数に基づきベイズ更新及びPFM解析を行い、その有用性を示した。
高見澤 悠; 西山 裕孝; 平野 隆*
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
原子炉圧力容器(RPV)は中性子照射前後のシャルピー衝撃試験で得られる延性脆性遷移温度(DBTT)に基づき中性子照射による材料劣化を予測した上で構造健全性評価が行われている。シャルピー衝撃試験で得られるDBTTには試験に依存した様々な不確かさが含まれる。本研究では、原子力機構がこれまでに取得したRPV鋼の未照射材・中性子照射材データを用いて、ベイズ統計に基づく解析モデルを構築し、試験片の採取位置のばらつき、試験片の数、試験温度を考慮した上でDBTTの不確かさを評価可能な手法を整備した。上記の手法を用いて国内RPV鋼に対する評価を行い、試験数や試験温度がDBTTの不確かさに及ぼす影響を定量的に明らかにした。
長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*; Mare
, V.*
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
正味応力概念を基に新たに精度の高いModified Limit Load Criteriaを用いて、周方向に欠陥を有する高靭性配管の破壊応力を求める式を開発した。一方、ASME Code Section XIで規定されているLimit Load Criteriaでも破壊応力が求められる。両式による破壊応力の比較の結果、ASME Codeによる外表面欠陥に対してASME Codeでは常に大きく、ASME Codeは非安全側であることを見出している。ASME Codeには評価不要欠陥基準が規定されており、これをModified Limit Load Criteriaで検討した。評価不要欠陥基準は許容される欠陥深さが小さいことから、両手法による差は極めて小さく、現行のASME Code Section XIの評価不要欠陥基準を外表面欠陥に適用しても問題ないことを見出した。
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
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。
橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
シビアアクシデント時には、原子力発電所の構造材料は過度の高温にさらされる。過酷事故時の構造物の終局破損様式を把握することは非常に重要であるが、そのようなシビアアクシデント時の破壊メカニズムは明らかにされていない。しかしながら、実際の構造材料を用いて構造物破壊試験を実施することは非常に難しく、かつ高価な試験になる。そこで、実際の構造材料の代わりに鉛合金を使用した構造物破壊試験を提案する。低温での鉛合金構造の破損メカニズムと高温での実際の構造の破損メカニズムとの類似性を実証するには、数値解析が必要である。2019年に数値解析のための非弾性構成方程式を提案したが、鉛合金の材料試験ではばらつきが大きく、提案式は良好に表現することができなかった。本研究では、材料特性を安定させる時効合金を用いた新しい材料試験結果に基づいて、鉛合金の改良非弾性構成方程式を提案する。
Dulieu, P.*; Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
検出された欠陥が近接している場合、維持規格で与えられる合体ルールにより、互いに干渉しあう欠陥は1つの欠陥に合体される。ASME Code Case N877-1は、複数の半径方向の平面状欠陥に対して代替合体ルールとして用意されたものである。欠陥の干渉の計算は、膜応力の下で実施されてきた。しかしながら、実際の機器に作用する付加荷重は一様な応力ではない。この論文の目的は、付加応力分布に曲げ応力が存在する場合のASME Code Case N877-1の妥当性を評価することにある。この目的のため、種々な応力分布と欠陥形状をカバーするようにした。欠陥の干渉に及ぼす効果は3次元のXEEM解析で評価した。
Lacroix, V.*; Dulieu, P.*; 長谷川 邦夫; Mare, V.*
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08
耐圧機器に複数欠陥が検出されたとき、欠陥の形状をはっきりと決めるために欠陥の特性化(形状の作成化)が行われる。この特性化は維持規格のルールに従ってなされる。最初のステップは、欠陥と機器の自由表面の干渉であり、2番目に欠陥と欠陥の干渉である。ASME Code Sec. XIでは如何にして欠陥の合体と自由表面の干渉の扱いが欠けており、欠陥の特性化が明確になっていない。いくつかの非現実な欠陥の配列ではあるが欠陥評価の代表例を図で論文の中に示す。この論文は、IWA-3300, IWB/IWC-3510-1の欠陥の特性化における合体欠陥の扱いを明確にするためにASME Codeの改定の技術根拠として用いられる。
