原子炉配管に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SP2の使用手引き及び解析手法(受託研究)

山口 義仁; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.

JAEA-Data/Code 2020-021, 176 Pages, 2021/02

JAEA-Data-Code-2020-021.pdf:5.26MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉機器の構造健全性評価及び耐震安全性評価に関する研究の一環として、原子炉配管を対象とした確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL-SP(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Stress Corrosion Cracking at Welded Joints of Piping)の開発を進めてきた。初版は2010年に公開され、その後もより実用性の高いPFM解析の実現を目的として、最新知見を踏まえて解析対象の拡充や解析手法の高度化等を実施してきた。今般、その成果を反映し、バージョン2.0として公開することとした。最新版では、解析対象の経年劣化事象として、ニッケル合金の加圧水型原子炉一次系水質環境中の応力腐食割れ、ニッケル合金の沸騰水型原子炉環境中の応力腐食割れ、二相ステンレス鋼における熱時効等を新たに加えたほか、最新の応力拡大係数解の導入や溶接残留応力の不確実さ等の評価機能の高度化を行い、より適用範囲が広く信頼性が高い配管の破損確率評価を可能とした。また、経年配管の耐震安全性評価の高度化に資することを目的に、巨大地震を想定した大きな地震応答応力に対応した亀裂進展量評価手法等を導入し、地震フラジリティ評価を可能とした。さらに、確率論的評価に係る影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、これらの不確実さを考慮して配管の破損確率の信頼度を評価する機能及びモジュールを新たに整備した。本報告書は、バージョン2.0としてPASCAL-SP2の使用方法及び解析手法をまとめたものである。

Enhancement of CsI aerosol size in superheated steam in reactor piping under severe accidents

橋本 和一郎; 日高 昭秀; 五十嵐 実*; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(10), p.804 - 806, 1996/10

https://doi.org/10.3327/jnst.33.804

シビアアクシデント時における原子炉冷却系配管内のCsIエアロゾル挙動を把握するため、WAVE実験を実施している。今回の実験は過熱蒸気が沈着挙動に及ぼす影響を調べるために、キャリアガスとして窒素と過熱蒸気を使用して実施した。実験結果から配管下流側の沈着量を比べると、窒素中では自然対流の影響により床よりも天井の方が多くなったが、過熱蒸気中では逆に天井より床への沈着量が多くなった。粒径計測では過熱蒸気中の方が窒素中よりも質量中央径が大きくなっており、この影響で重力沈降による床への沈着が多くなったと考えられる。これは既存のエアロゾル成長モデルでは説明出来ない現象である。エアロゾル粒径分布はエアロゾル挙動に多大な影響を及ぼすため、今後は過熱蒸気中のエアロゾル成長機構を解明する必要がある。

原子炉機器構造物に対する確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価

勝山 仁哉

no journal, , 

確率論的破壊力学(PFM)を用いた原子炉配管の健全性評価手法の最近の研究開発動向について、PFM解析技術の海外における適用実績や原子力機構が整備したPFM解析コード等を概説するとともに、原子力機構における最近の研究開発状況を紹介する。