瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討; 平成24年度(委託研究)

深谷 正明*; 納多 勝*; 畑 浩二*; 竹田 宣典*; 秋好 賢治*; 石関 嘉一*; 金田 勉*; 佐藤 伸*; 柴田 千穂子*; 上田 正*; et al.

JAEA-Technology 2014-019, 495 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-019.pdf:82.23MB

超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、これら4項目の工学技術研究として、深度500mまでの研究坑道の施工によって取得された計測データを用いて、設計の妥当性の検討や施工管理のための計測結果の分析と課題の抽出、パイロットボーリングから得られた情報の有効性に関する評価を行うとともに、研究坑道掘削工事で適用される技術の抽出と有効性評価を実施し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。

現行の原子炉圧力容器の健全性評価手法に対するPASCAL ver.2を用いた確率論的検討

小坂部 和也; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀

日本原子力学会和文論文誌, 6(2), p.172 - 182, 2007/06

https://doi.org/10.3327/taesj.J06.053

軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成14年度以降確率論的破壊力学解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の改良整備を行っている。このコードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)等の過渡荷重が発生した場合の破損確率を解析するコードである。現行の健全性評価手法に対するPASCAL ver.2を用いた確率論的検討の例として、日本機械学会の発電用原子力設備規格維持規格に規定されている標準検査にかかわるパラメータの感度解析と、日本電気協会の原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法に規定されている健全性評価手法に従った決定論解析と確率論解析の結果の相関について述べる。

き裂進展時の弾塑性応答による残留応力緩和効果を考慮したSCCの進展予測

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; Li, Y.*

日本機械学会M&M2006材料力学カンファレンス講演論文集, p.395 - 396, 2006/08

残留応力場を応力腐食割れや疲労き裂が進展するとき、き裂進展とともに残留応力が再分布し、き裂先端部には塑性域が生じるため、弾性解析により求めた応力拡大係数は過大評価になる。本報告では、FEM解析コードを用いて節点解放法による正確なき裂進展シミュレーションを行うとともに、影響関数法に準じた節点荷重法など、数ケースの解析を炉心シュラウドモデルについて実施した。得られた応力拡大係数から予測したSCC進展速度は、弾塑性解析・節点解放法による応力拡大係数を用いた場合は、弾性解析応力拡大係数に基づく進展速度に比べて顕著に低下し、き裂進展寿命は約2倍になることを明らかにした。

非破壊検査を考慮した原子炉容器の確率論的構造健全性評価手法の開発

小坂部 和也; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之

日本保全学会第3回学術講演会要旨集, p.75 - 78, 2006/07

確率論的破壊力学は、構造機器に対する負荷や材料強度のばらつき、あるいは欠陥寸法分布・存在確率等を考慮して機器の信頼性や健全性を合理的に評価できる手法として注目されている。今日、安全率に基づく決定論的な評価に対する合理的な説明,妥当性の評価あるいはこれに変わる評価法として、手法整備やコード開発が進められており、国外では、破断前漏洩や経年圧力容器の健全性評価にかかわる規制に取り込まれる動向にある。我が国においても、規制・規格への確率論的手法の導入に備え、評価手法の整備を行っておくことが必要である。日本原子力研究開発機構では、軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成8年度から確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を行っている。このコードは原子炉圧力容器に加圧熱衝撃等の過渡荷重が発生した場合の破壊確率を解析するコードである。ここではPASCALの解析機能及び標準的解析手法について説明するとともに、破壊確率に対する非破壊検査の影響について検討した結果の例を述べる。

Improvements to PFM analysis code PASCAL and some case studies on RPV integrity during pressurized thermal shock

鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 小坂部 和也; 田中 和久

Proceedings of 2006 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2006)/International Council on Pressure Vessel Technology (ICPVT-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07

原子炉構造機器の健全性評価にあたって、各種評価パラメータの不確かさを考慮でき、合理的な評価が可能となる確率論的破壊力学解析が最近注目されている。日本原子力研究開発機構では、加圧熱衝撃時における原子炉(圧力))容器を対象として、確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を進めている。当該事業において改良を進めているPASCALについて、モンテカルロ法、非破壊検査効果の評価法、入出力に関するGUI等についての改良を行い、PASCAL version 2とするとともに、代表的なPTS時におけるケーススタディを実施した。き裂存在確率分布に関して、従来のマーシャル分布と米国の新しいPNNL提案の分布を比較し、表面き裂と内部欠陥にそれぞれ対応する両者の結果が、ほぼ同じオーダーの破損確率になることを示した。化学成分の効果について、国内の1970年代の原子炉に対応する2通りの値を用いた場合の破損確率を評価し、異なるトランジェントに対しても高照射量領域ではほぼ等しい差になることを示した。また、非破壊検査の効果に関して、供用前検査と供用中検査の組合せや、供用中検査の回数について感度解析を行い、その効果を定量的に示すことができた。

機器免震有効性評価コードEBISAの使用手引き; 応答解析コードの機能

堤 英明*; 杉野 英治*; 鬼沢 邦雄; 森 和成*; 山田 博幸*; 柴田 勝之; 蛯沢 勝三*

JAEA-Data/Code 2006-004, 167 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-004.pdf:6.41MB

機器免震有効性評価コードEBISA(Equipment Base Isolation System Analysis)は、安全上重要な機器を免震構造化した場合の有効性を評価するものであり、次の3つのコード(地震危険度評価コードSHEAT,応答解析コードRESP,損傷確率/損傷頻度評価コード)から構成される。これらのうちRESPコードは、原子力機器を免震構造化した場合の動的応答挙動を計算するためのものである。本報告書は、EBISAコードの概要及びRESPコードの解析機能や入力マニュアル,使用例などをまとめた使用手引きである。

き裂進展に伴う残留応力の再分布と破壊力学パラメータの弾塑性解析

柴田 勝之*; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; Li, Y.*

日本機械学会M&M2005材料力学カンファレンス講演論文集, p.299 - 300, 2005/11

改正電気事業法及び改正省令62号等が平成15年から施行され、構造機器の健全性に影響しない欠陥を残したまま運転継続が可能な維持基準が適用されている。運転継続にあたっては、欠陥の進展評価と健全性確認を行うことが必要である。応力腐食割れ等の進展には溶接残留応力が大きく影響するので残留応力の影響評価が重要である。現行規格では、影響関数により求めた応力拡大係数(K値)を用いて残留応力の影響を評価しているが、き裂進展とともに残留応力が解放されき裂先端には塑性域が生じるので、残留応力を荷重制御型の荷重として扱う影響関数法で求めたK値による進展解析が最適かどうかは疑問である。そこで、残留応力中をき裂が進展するときの残留応力の挙動を弾塑性解析し、残留応力の再分布の様子やき裂進展とK値との関係を求め、影響関数法によるK値と比較した。数種類の溶接残留応力中におけるき裂進展シミュレーションを行い残留応力の再分布及びK値の解析結果から、モデル長さの影響,端部拘束条件の影響,き裂先端部の塑性変形の影響を検討し、影響関数法によるK値を裂進展解析に適用した場合はき裂進展を過大評価することを明らかにした。

Development of Stress intensity factor coefficients database for a surface crack of an RPV considering the stress discontinuity between cladding and base metal

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。

Probabilistic fracture mechanics analyses of reactor pressure vessel under PTS transients

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。

福島第二原子力発電所2号機シュラウドサンプル(2F2-H3)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム; 中島 甫*; 柴田 勝之; 塚田 隆; 鈴木 雅秀; 木内 清; 加治 芳行; 菊地 正彦; 上野 文義; 中野 純一; et al.

JAERI-Tech 2004-015, 114 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-015.pdf:38.06MB

東京電力(株)福島第二原子力発電所2号機においては、原子力安全・保安院の指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。