Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP with regard to PWSCC

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(3), p.031505_1 - 031505_8, 2019/07

https://doi.org/10.1115/1.4042115

亀裂を有する原子力構造物の健全性評価には、決定論的な破壊力学に基づく手法が用いられている。一方で、影響因子の不確実性の考慮及び構造物の破損確率の定量評価が可能であるという理由から、確率論的破壊力学(PFM)に基づく手法の実用性が期待されている。原子力機構ではこれまでに、沸騰水型原子炉水質環境中における粒界型応力腐食割れや疲労等の経年事象を考慮した原子力配管の破損確率の評価を目的として、PFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めてきた。近年国内では加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れ(PWSCC)に起因する亀裂がニッケル合金溶接部において確認されていることを踏まえ、その構造健全性評価が重要となっている。本論文はPWSCCを考慮した一次系配管の評価を目的として、PASCAL-SPに整備した機能について示すものである。PWSCCに関連する確率論的評価モデルとして、亀裂の発生、進展、貫通亀裂からの漏えい量の評価及び非破壊検査による亀裂の検出等のモデルを整備した。また、解析コードによる応力拡大係数の計算精度の向上を図った。評価事例としてPWSCCに起因する周方向及び軸方向亀裂を有するニッケル合金溶接部を対象とした破損確率の評価を示した。加えて、非破壊検査及び漏えいの検知が破損確率に及ぼす影響を評価した。評価結果を踏まえて、改良したPASCAL-SPがPWSCCを考慮した一次系配管の破損確率評価に有用であると結論付けた。

各種冷却材に対する構造設計の技術評価:ナトリウム冷却炉 配管引回し寸法をパラメータとした発生熱応力の検討

月森 和之; 古橋 一郎*

JNC TN9400 2000-049, 93 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-049.pdf:2.82MB

ナトリウム冷却ループ型大型炉の設計において、1次系配管に発生する応力の低減が設計成立の重要な鍵のひとつである。本件は、炉容器と中間熱交換器を結ぶ基本的な配管系として面内S字型のレイアウトを対象として、想定される寸法範囲で弾性計算によるパラメータサーベイを行い、配管ルーティングに依存した発生応力の傾向を把握し、最適のルーティング候補を選定することを目的とする。得られた主要な見解は以下のとおりである。(1)概して、ノズルよりもエルボ部の応力が厳しくなる。炉容器出口ノズルと中間熱交換器入口ノズル間レベル差と炉容器出口ノズルと液面までの距離を大きくすると、エルボの応力は減少する傾向にある。(2)超90度エルボを適用することで、エルボに発生する応力を大幅に低減することが期待できる。暫定的に応力制限を課した場合、超90度エルボ配管引回しは、従来の90度エルボ配管引回しに比べて広い寸法パラメータ範囲で成立する。(3)告示501号ベースでエルボの応力評価を行った場合、エルボ端部で応力強さが最大となる場合、シェル要素による計算された応力よりも過大となる傾向にある。この場合、エルボ中央と端部最大応力の平均を最大値とみなすことで、簡便かつ保守的に最大応力強さを評価できる。(4)従来の90度エルボによる配管引回しでエルボ部の応力強さが最小となるケース(炉容器出口ノズルと中間熱交換器入口ノズル間レベル差V=7m、炉容器出口ノズルと液面までの距離V1=5m)に対して、105度エルボを前提として、ノズル間レベル差の最小化および同寸法で発生応力の大幅低減という2つの観点からそれぞれについて、V=5m,V1=4mおよびV=7m,V1=5mという代替引回しを提示した。いずれの場合もノズル部の応力は、90度エルボ配管引回しに比べて減少する。