Recent improvements of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL for reactor pressure vessels

Lu, K.; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104706_1 - 104706_13, 2022/10

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2022.104706

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed in Japan for probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. To strengthen the practical applications of PFM methodology in Japan, PASCAL has been upgraded to a new version, PASCAL5, which enables PFM analyses of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients, including PTS and normal operational transients. In this paper, the recent improvements in PASCAL5 are described such as the incorporated stress intensity factor solutions and corresponding calculation methods for external surface cracks and embedded cracks near the RPV outer surface. In addition, the analysis conditions and evaluation models recommended for PFM analyses of Japanese RPVs in BWRs are investigated. Finally, PFM analysis examples for core region of a Japanese BWR-type model RPV subjected to two transients (i.e., low-temperature over pressure and heat-up transients) are presented using PASCAL5.

Application of probabilistic fracture mechanics to reactor pressure vessel using PASCAL4 code

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(2), p.021505_1 - 021505_8, 2021/04

https://doi.org/10.1115/1.4048103

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered to be a promising methodology in structural integrity assessments of pressure-boundary components in nuclear power plants since it can rationally represent the inherent probabilistic distributions for influence parameters without over-conservativeness. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 which enables the failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analysis for a Japanese model RPV in a pressurized water reactor (PWR) was conducted using PASCAL4, and the effects of nondestructive examination (NDE) and neutron flux reduction on failure frequencies of the RPV were quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for probabilistic integrity assessments of embrittled RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

AA2019-0372.pdf:0.81MB

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107268

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

Reactor pressure vessel design of the high temperature engineering test reactor

橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.103 - 112, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.07.015

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mmの鋼製圧力容器である。HTTRの原子炉圧力容器の通常運転時温度は約400Cであるため、軽水炉圧力容器用合金鋼よりもクリープ強度に優れた2 1/4Cr-1Mo鋼が、原子炉圧力容器用材料として、日本で初めて採用されている。この温度では、鋼材の熱脆化が問題となるため、独自に高温ガス炉仕様を定め、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量化学成分を制限している。本論文は、HTTRの原子炉圧力容器の設計(特に、材料),製作,試験,供用期間中検査等についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

Correlation between cleavage fracture toughness and charpy impact properties in the transition temperature range of reactor pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07

原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。

Energetics of segregation and embrittling potency for non-transition elements in the Ni 5 (012) symmetrical tilt grain boundary; A First-principles study

山口 正剛; 志賀 基之; 蕪木 英雄

Journal of Physics; Condensed Matter, 16(23), p.3933 - 3956, 2004/06

https://doi.org/10.1088/0953-8984/16/23/013

ニッケル金属の5(012)対称傾角粒界中の非遷移元素がもたらす脆化効果について、WIEN2kコードを用いた第一原理計算による研究を行った。まず溶質元素(非遷移元素)がある場合とない場合における粒界/表面構造について、力を最小にするように原子を動かし安定な構造を求めた。次に置換サイトと格子間サイトも含めて、粒界/表面/bulkサイトにおける溶質元素の結合エネルギーを、HからRn間にあるすべての非遷移元素について計算した。そして、粒界/表面偏析エネルギーは、粒界/表面サイトにおける結合エネルギーとバルク内部におけるそれとの差から求め、Rice-Wangモデルに基づく脆化能エネルギー(embrittling potency energy)は、偏析エネルギーの粒界と表面での差から求めた。計算の結果、ほとんどの非遷移元素は負の粒界/表面偏析エネルギーを示した。それは粒界/表面がバルク内部よりも非遷移元素にとって安定であることを意味する。また、脆化能エネルギーはほとんどの元素で正となった(脆化がもたらされる)が、Be, B, C, Siで大きな負の値となり、これらの一部の元素は粒界を強化する可能性があることが示された。さらに、計算結果はさまざまな実験事実と矛盾しないことが示された。

Development of a non-destructive testing technique using ultrasonic wave for evaluation of irradiation embrittlement in nuclear materials

石井 敏満; 大岡 紀一; 星屋 泰二; 小林 英男*; 齋藤 順市; 新見 素二; 辻 宏和

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.240 - 244, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01035-8

軽水炉や核融合炉などの構造材料の照射脆化を超音波法で非破壊的に評価する試験技術の開発を進めている。本研究では、原子炉圧力容器用A533B-1鋼材,不純物Pの含有量を低く調整したA533B-1鋼材及びサブマージマーク溶接部から製作した衝撃試験片をJMTRにおいて523K又は563Kで中性子照射した後、遠隔操作による超音波測定を行い、試験片中を伝わる超音波の音速及び減衰率を求めた。その結果、照射材では、未照射材に比べて横波,縦波ともに音速が低下し、縦波の減衰率は上昇する傾向があることがわかった。音速の低下は、中性子照射による鋼材の剛性率及びヤング率の低下に起因することが推測される。また、シャルピー吸収エネルギーの41Jレベル遷移温度シフト量の照射に伴う増加に対して、超音波の音速は低下し、減衰率は上昇する特性があることを見いだした。

Non-equilibrium intergranular segregation and embrittlement in neutron-irradiated ferritic alloys

亀田 純*; 西山 裕孝; Bloomer, T. E.*

Surface and Interface Analysis, 31(7), p.522 - 531, 2001/07

https://doi.org/10.1002/sia.1080

Mn, P, S, Cuを添加した鉄基モデル合金について、熱時効、中性子照射、中性子照射後焼鈍(PIA)による不純物元素の粒界偏析と粒界脆化の検討を行った。熱時効においては、主としてSの偏析が生じ、中性子照射においては、SよりもPの偏析が優勢となるとともに、粒界のCの涸渇が生じた。PIAの結果を用いた速度論的解析から、中性子照射によるPの偏析は格子間原子との複合体により誘起され、Sの偏析は、照射により導入された空孔によって加速されることを明らかにした。これら中性子照射による不純物元素の非平衡粒界偏析について、固溶元素と照射欠陥の相互作用、及び中性子照射による粒界偏析サイト数の変化の観点等からの考察を行った。また、粒界偏析濃度の変化及び照射硬化と延性脆性遷移温度の関係を求めた。

Fracture toughness evaluation on neutron irradiation embrittlement for reactor pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

Proceedings of the 8th Japanese-German Joint Seminar on Structural Integrity and NDE in Power Engineering, p.62 - 69, 2001/00

原子炉圧力容器の高経年化に対応し,圧力容器鋼の中性子照射脆化に関する評価精度向上のため,シャルピーサイズの小型試験片による破壊靭性評価法について検討した結果を報告する。試験には,国産の原子炉圧力容器用鋼材を用い,JMTRにおいて中性子照射試験を実施して,照射前後の破壊靭性を評価した。ASTM規格のマスターカーブ法とJEACの破壊靭性評価法を適用して,試験片寸法効果の補正及び破壊靭性下限値の評価を行い,寸法効果補正後の温度依存性がほぼマスターカーブに従うことや,シャルピー型試験片による破壊靭性下限値の評価法に関する知見が得られた。また,照射効果に関して,ばらつきは大きいものの,破壊靭性遷移温度のシフトが,シャルピー試験による遷移温度シフトとほぼ等しいという結果を得た。

Correlation among the Changes in Mechanical properties due to neutron irradiation for pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

ISIJ International, 37(8), p.821 - 828, 1997/08

https://doi.org/10.2355/isijinternational.37.821

原子炉圧力容器鋼材の照射脆化に関して、各種機械的特性の変化の相関を調べた。照射脆化に影響する鋼材中の鋼、燐及びニッケル量を変化させた7種類の鋼材を利用し、JMTRで中性子照射を行った。本鋼材は、IAEA鋼材照射協力研究用に国内鋼材メーカーが製造したものであり、国内PWR圧力容器鋼の化学成分範囲を包含するように選択した。室温での降伏強さの増加を指標とした場合、ビッカース硬さの増加及びシャルピー遷移温度のシフトには良い相関が認められた。上部棚温度領域では、延性破壊靱性の低下と降伏強さの増加に良い相関が認められ、一方でシャルピー上部棚吸収エネルギにはあまり良い相関が認められなかった。延性脆性遷移温度域での破壊靱性値は、ばらつきが大きいため、統計処理を含む最適な評価方法の確立が必要である。