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。

核破砕中性子源水銀標的の耐久性向上に向けた研究開発,5; 水銀標的健全性評価における異常診断技術の適用

猿田 晃一; 村田 篤*; 前野 航希*; 涌井 隆; 直江 崇; 粉川 広行; Li, Y.*; 勅使河原 誠; 羽賀 勝洋; 二川 正敏

no journal, , 

水銀標的を使用する核破砕中性子源では、陽子ビームの入射に伴って水銀中を伝播する圧力波によりキャビテーションが誘発され、標的容器内壁が損傷を受ける。そのためJ-PARCでは、流動水銀中に微小気泡を注入して圧力波を緩和する技術やビーム入射部に狭隘流路を設けキャビテーションの進展を抑制する技術を導入し、損傷の低減を行ってきた。その一方で、陽子ビームの高出力化や運転期間の長期化に対応し、施設の安定運用を実現するためには、これらの損傷対策に加えて運転中の標的容器の異常を検知・診断する技術が必要になる。これまでの研究において標的容器が発する振動・音響信号によって異常を検知できる可能性が示されている。本発表では、実機において利用できる可能性がある3種類の振動・音響信号に着眼した異常診断技術の開発について概要を紹介する。また異常診断技術の考え方について、水ループ試験装置での振動・音響計測結果と共に議論する。