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安部 諭; 岡垣 百合亜; 石垣 将宏; 柴本 泰照
Proceedings of OECD/NEA Workshop on Virtual CFD4NRS-8; Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (Internet), 11 Pages, 2020/11
The fifth international benchmark exercise (IBE-5), the cold-leg mixing CFD benchmark, was conducted under the support of OECD/NEA. The experiment for IBE-5 was designed to visualize the mixing phenomena of two liquids with different density in a horizontal leg (as a simulant of the cold-leg) and downcomer. This paper shows our CFD result on the open test condition in IBE-5. We selected the Large-eddy simulation (LES) solving the filtered equation of flow and concentration fields. Regarding the eddy-viscosity to model the turbulence flux of the momentum at sub-grid scale (SGS), Wall-adapting locale eddy-viscosity (WALE) model, a modified version from the Smagorinsky model, was applied. The experimental geometry was resolved with three different numerical mesh systems. The CFD analysis predicted the laminar-like flow behavior in the horizontal leg. Due to the large density difference between the two liquids, the turbulence production was suppressed strongly, and the velocity fluctuation in the horizontal leg became very slow and small. In contrast, the strong turbulence mixing in the downcomer was predicted. The plume from the horizontal leg entrained with the surroundings and spread circumferentially in the downcomer. The comparison with the TAMU experimental data reveals the good performance of the WALE model. In addition, we discuss the appearance characteristics of the high concentration of the heavy liquid in the downcomer in the LES. The Probability Density Function (PDF) and Cumulative Distribution Function (CDF) are derived based on the predicted time-series of the heavy liquid concentration. The PDF around the mean concentration in the case with the low mesh resolution is larger than that predicted by the higher resolution due to the excessive homogenization of the heavy fluid concentration. This study reveals the importance to note the required mesh resolution to predict the appearance event of the high concentration.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10
被引用回数：2 パーセンタイル：15.08(Engineering, Mechanical)Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor (
) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.
佐野 智一*; 詠村 嵩之*; 廣瀬 明夫*; 川人 洋介*; 片山 聖二*; 荒河 一渡*; 政木 清孝*; 城 鮎美*; 菖蒲 敬久; 佐野 雄二*
Metals, 9(11), p.1192_1 - 1192_13, 2019/11
被引用回数：15 パーセンタイル：64.23(Materials Science, Multidisciplinary)本研究の目的は、ドライレーザーピーニング(DryLP)の有効性を検証することである。DryLPは、大気条件下でフェムト秒レーザーパルスを使用して、加工合金中の硬度,残留応力,疲労性能などの機械的特性を改善するピーニング技術である。レーザー溶接された2024アルミニウム合金にDryLP処理を施すと軟化した溶接金属は母材の元の硬度に回復し、溶接金属と熱影響部の残留引張応力は圧縮応力に変わった。疲労寿命は180MPaの引張圧縮試験でほぼ2倍になり、120MPaでは50倍以上増加した。以上から、DryLPは低応力振幅での溶接欠陥のあるレーザー溶接アルミニウム試験片の疲労性能を改善するのにより効果的であることを明らかにした。
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*
Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/07
Probabilistic fracture mechanics (PFM) methodology, which represents the influence parameters in their inherent probabilistic distributions, is deemed to be promising in the structural integrity assessment of pressure-boundary components in nuclear power plants. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which can be used to evaluate the failure frequency of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analyses are performed for a Japanese model RPV using PASCAL4, and the effects of non-destructive examination and neutron fluence mitigation on failure frequency of RPV are quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for the structural integrity assessment of RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.
二川 正敏
Proceedings of 13th International Symposium on Advanced Science and Technology in Experimental Mechanics (13th ISEM'18) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
液体金属を用いた高出力核破砕中性子源における工学的課題を明示するとともに、それらに対してこれまでに実施された研究開発の状況と成果をレビューした。
知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝
JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03
JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB
原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。
崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*
Geosciences (Internet), 8(1), p.1_1 - 1_22, 2018/01
東北地方太平洋沖地震の後、非常に広い領域において余震が多発した。ことのよう余震により二次災害や救助活動・復旧作業の遅れが発生した。しかし、本震が発生する前に余震ハザードを評価することは不確実さが大きいため容易ではない。一方、巨大地震が発生すると、大きな不確実さのもとで意思決定をしないといけないので、その不確実さを定量化することは重要である。われわれは将来の巨大地震に対する復旧活動計画のための確率論的余震ハザード解析法について発表した。本稿では、提案された確率論的余震ハザード解析の活用法について検討し、工学的応用例を示す。まず、復旧活動計画に活用するための余震ハザードマップを提案する。続いて、避難ビルや原子力施設等の耐津波設計における余震と津波の同時考慮のための荷重耐力係数を導出する手法について提案する。
荒井 健作*; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/11
原子力機構が開発した確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL及び米国のPFM解析コードFAVORを用いて、米国3ループ加圧水型原子炉の原子炉圧力容器を対象としたベンチマーク解析を実施した。応力拡大係数の式等の解析条件を一致させた結果、両コードの解析結果は良好に一致した。
武井 早憲; 小林 仁*
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(12), p.1032 - 1039, 2005/12
被引用回数：3 パーセンタイル：24.15(Nuclear Science & Technology)大強度陽子加速器施設において、ビームパルスを制御する電磁石が故障すると、制御を外れたパルスが加速器に入射され、熱衝撃損傷を生じることがある。J-PARCのような大強度施設において、このような損傷を防ぐために機器保護システム(MPS)を適正に設計することが重要である。本論文において、MPSが動作を開始する前にビーム入射が許容される時間を、材料における熱応力と降伏点の関係に着目して簡易に評価する方法を導出した。導出した評価方法をJ-PARCに適用したところ、J-PARCの各コンポーネントに対して入射許容時間は1.5
330
sとなった。
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之*; 鈴木 雅秀
Proceedings of 2005 ASME/JSME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2005), 12 Pages, 2005/07
原子炉圧力容器に対する加圧熱衝撃事象においては、内面肉盛溶接材と母材との境界で、熱膨張係数の違いにより応力の不連続が生じる。健全性評価のための破壊力学解析においては、この境界付近に存在するき裂に対しては、応力不連続を考慮して応力拡大係数を算出する必要がある。確率論的破壊力学解析においては、膨大な数の破壊力学解析を実施するため、この算出に時間をかけずに、かつ精度の高い手法が必要である。このため、半楕円表面き裂に対する応力不連続に対応できる無次元化応力拡大係数を作成した。この無次元化応力拡大係数は、3次元モデルによるFEM解析から求めた。表面点では、表面付近内部の応力拡大係数から外挿して求める。この無次元化応力拡大係数を用いて、表面及び最深点における応力拡大係数を精度よく、短時間で算出できる。
石倉 修一*; 志賀 章朗*; 二川 正敏; 粉川 広行; 佐藤 博; 羽賀 勝洋; 池田 裕二郎
JAERI-Tech 2005-026, 65 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-026.pdf:2.86MB
本報は、大強度陽子加速器計画(J-PARC: Japan Proton Accelerator Complex)の中核施設である物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源となる水銀ターゲット容器(3重壁構造)の構造健全性評価を行うための基本データとするために、水銀容器及び保護容器(別名セーフティーハルで2重壁リブ構造)で想定される荷重条件下(水銀容器及び保護容器の内外圧と定常熱応力,水銀容器内の25Hzの熱衝撃に伴う圧力波による応力)で発生する応力値をもとに、実験から求められた照射と壊食による材料強度劣化(疲労寿命の低下)を考慮して、確率論的手法により破損確率の算定を行った。水銀容器と保護容器の破損確率を評価した結果、(1)水銀容器は圧力波による応力サイクルと壊食による疲労強度の低下が大きいために、5000hrを仮定した寿命中の破損確率は12%である。(2)保護容器は圧力波が作用しないために寿命中の破損確率は10
と十分低く、破損する可能性はほとんどない。したがって、万が一水銀容器が破損して水銀が漏洩した場合でも、保護容器が漏洩水銀を収納するとともに、同時に水銀漏洩検知器が機能することにより、漏洩水銀は保護容器内部に閉じ込めることが十分可能であることを定量的に示した。
平井 武志*; 江里 幸一郎; Majerus, P.*
Materials Transactions, 46(3), p.412 - 424, 2005/03
被引用回数：111 パーセンタイル：90.20(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合実験炉ITERの設計ではベリリウム,炭素繊維強化複合材料(CFC),タングステンがプラズマ対向材料として選択されている。プラズマ対向材料は高熱負荷に曝されるため、その熱負荷に耐えるプラズマ対向機器の開発が不可欠である。通常運転時の定常熱負荷はダイバータ部で20MW/m
、第一壁部で0.5MW/mと評価されている。この定常熱負荷試験のために、電子ビーム,粒子ビーム,赤外線ヒーターでの試験及びインパイル試験が行われてきた。その他、非定常なイベントで、高密度で短いパルスのさらに過酷な熱負荷,プラズマディスラプション,プラズマの垂直位置変位(VDE)、そしてELMがプラズマ対向材料に大きな熱流束をもたらす。この模擬実験として電子ビーム(短パルス),プラズマガンそして高出力レーザー装置での実験が行われてきた。ここでは現在選択されているITERのプラズマ対向機器について述べるとともに、これらの装置の特徴と最近の実験結果について纏めたものを報告する。
柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 81(9), p.749 - 756, 2004/09
被引用回数：5 パーセンタイル：34.10(Engineering, Multidisciplinary)PFMコードPASCALを使用し、原子炉容器の破損確率解析における破壊基準とき裂先端の破壊靱性評価の重要性について明らかにした。本論文では、PASCALに導入した弾塑性破壊評価基準並びに弾塑性破壊基準適用に際して必要な国産材及び米国材の標準J積分抵抗曲線データベースの作成について述べる。さらに、弾塑性破壊基準の効果に関するケーススタディを行った結果、弾塑性破壊基準及びき裂先端の破壊靱性評価方法は破損確率に顕著な影響を及ぼすことがわかった。
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.486 - 493, 2004/07
原研では、軽水炉圧力容器の加圧熱衝撃(PTS)等の過渡事象時における信頼性評価のため、確率論的破壊力学(PFM)に基づく解析コードPASCALを開発している。3ループ型PWRに対する4ケースのPTS事象について、非破壊検査,破壊靭性曲線,き裂形状等の因子に着目して、PASCALによりPFM解析を実施した。この結果、PTS時における原子炉容器の破壊確率に対して、非破壊検査が最も大きく影響し、精度の高い国内の検査法モデルでは、検査をしない場合より3桁以上低下することがわかった。また、国内の破壊靭性評価法を適用した場合、米国の手法より破壊確率が低い場合があること、及び半楕円き裂形状としてき裂進展解析を行うことにより、無限長き裂に変換する場合における保守性を低減できることが示された。
永瀬 文久; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(7), p.723 - 730, 2004/07
被引用回数：45 パーセンタイル：92.53(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故(LOCA)条件を模擬した実験を行い、酸化したジルカロイ-4被覆管の耐熱衝撃性に及ぼす水素吸収の影響を評価した。試験には人工的に水素を添加した被覆管(400600ppm)と水素を添加しない被覆管を用いた。急冷時の被覆管破断は主として酸化量に依存することから、破断しきい値を「等価被覆酸化量(ECR)」に関して評価した。被覆管を軸方向に拘束しない条件では、破断しきい値は56%ECRであり、水素添加の影響は見られなかった。急冷時に被覆管を拘束することにより破断しきい値は低下し、水素を添加した被覆管でより顕著であった。完全拘束条件下での破断しきい値は、水素を添加しない被覆管で20%ECR、添加した被覆管で10%ECRであった。本試験の結果は、LOCA条件下で高燃焼度燃料棒の破断しきい値が低下する可能性を示している。
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀; 加藤 大輔*; Li, Y.*
RPV Integrity and Fracture Mechanics (PVP-Vol.481), p.11 - 17, 2004/07
原研では、原子炉圧力容器を対象として、確率論的破壊力学(PFM)解析に基づく構造健全性評価についての標準的手法に関する検討を進めている。本報では、PFM解析コードに導入した内部欠陥の取扱い方法及び破壊靱性評価法について検討した結果を述べる。原研でこれまで開発してきたPFM解析コードPASCALに、内部欠陥に対する日本機械学会維持規格の評価法及び電中研の応力拡大係数算出法を導入し、内部欠陥の進展及び破壊確率評価法の検討,表面欠陥との破壊確率の比較等を行った。この結果、加圧熱衝撃時には、内表面側き裂先端における破壊評価が最も重要であること,内部欠陥に対する破壊確率は表面欠陥の場合と比較して約1桁低いこと等が明らかとなった。破壊靱性評価法に関しては、マスターカーブ法及びORNLの統計モデルを導入し、従来の評価法と比較した結果、両者に大きな差は生じないことがわかった。
石倉 修一*; 粉川 広行; 二川 正敏; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 齊藤 正克*
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.59 - 66, 2004/03
原研とKEKは共同で、大強度陽子加速器を用いた複合研究施設(J-PARC)の建設を進めている。その中核設備となるMW規模の核破砕中性子源に用いる液体水銀ターゲットが約1MWのパルス状陽子ビーム(パルス幅1ms)を受けた時、瞬時の熱膨張による圧力波が発生し、ターゲット容器に負荷すると同時に、キャビテーションの発生原因ともなる。キャビテーションが崩壊する時に誘起される水銀マイクロジェットが固体壁へ衝突する時のマイクロピット形成挙動を検討するために、水銀の状態方程式の非線形性と固体壁材料の降伏応力の歪速度硬化依存を考慮して、単一気泡を対象とした気泡動力学に基づき、水銀球が固体壁に衝突する解析を実施した。その結果、静的降伏応力が高い材料の場合、ピットの深さを抑制できるなどの、マイクロピットの形成と材料強度との関係を理解するうえで、重要な結果が得られた。
中川 樹生*; 三原 与周*; 小紫 公也*; 高橋 幸司; 坂本 慶司; 今井 剛
Journal of Spacecraft and Rockets, 41(1), p.151 - 153, 2004/02
被引用回数：40 パーセンタイル：88.44(Engineering, Aerospace)マイクロ波推進機のモデルを製作し、110GHzジャイロトロンから出力される110GHz, 1MWのマイクロ波を用いて打ち上げ実験を行い、打ち上げ時の力積を測定した。マイクロ波(RF)を推進機のパラボラ形状のノズルに入射すると、フォーカス点付近でプラズマが生成、そしてマイクロ波により加熱される。その時、衝撃波が発生し、その衝撃力により推進機を押し上げるというのが打ち上げのメカニズムである。今回の実験における衝撃力の打ち上げエネルギーへの結合係数は395N/MWで、これはレーザー推進機と同レベルである。実験でのRFのパルス幅は0.175msecで、今のところ結合係数はそのパルス幅の長さで制限されており、パルス幅をより短くすることで、結合係数が増加する可能性がある。
石倉 修一*; 粉川 広行; 二川 正敏; 菊地 賢司; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2003-093, 55 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-093.pdf:5.41MB
中性子散乱施設用液体金属(水銀)ターゲットの開発における工学的課題を明らかにするために、3GeV/1MWのパルス状陽子ビームがクロスフロー型液体金属ターゲットに入射するときの定常熱応力と動的熱衝撃解析を行った。解析モデルは、実機構造を模擬した半円筒ウィンドウ型と平板ウィンドウ型の2種類の構造を対象とし、NMTC/JAMによる核破砕発熱計算結果をもとに、衝撃解析コードLS-DYNAを用いて解析した。その結果、動的熱衝撃により発生する応力は、最も厳しい環境にあるウィンドウ中心部で半円筒型よりも平板型の方が構造設計上有利であり、応力分類として2次応力的な性質を持つことがわかった。また、ターゲット主要部に発生する応力は曲げ応力,疲労強度ともにJISの基準を満足していることがわかった。ウィンドウ内面で水銀が負圧になりキャビテーションが発生し、ターゲット容器に損傷を与えることが実験により確認されたため、生成するピットとピット先端のき裂を対象に破壊力学的観点から評価した結果、ウィンドウ先端部では定常熱応力により圧縮応力場にあり、き裂は進展しないことがわかった。また、水銀ターゲットを設計するにあたり、今後必要となるキャビテーションの評価手法について整理した。
波多野 恭弘
Physical Review Letters, 92(1), p.015503_1 - 015503_4, 2004/01
被引用回数：45 パーセンタイル：82.60(Physics, Multidisciplinary)爆轟波伝播において本質的な役割を果たすホットスポット生成の様子を調べるため、ボイドを含む3次元レナード・ジョーンズ固体についての分子動力学シミュレーションを行った。観測量については、従来から調べられてきた温度に加えて、化学反応に直接関係する単位体積あたりの分子間衝突数をモニターした。この量についてはボイドサイズ依存性はあまりなく、ナノスケールのボイドについても一定量に収束する。これは温度の増幅により大きなスケールのボイドを必要とすることと極めて対照的である。またボイド内に射出された粒子の速度と温度が、衝撃波の集積作用により徐々に増幅されていくことも直接確認した。
