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論文

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP regarding stress corrosion cracking in nickel based alloy weld joint of piping system in boiling water reactor

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(1), p.011506_1 - 011506_9, 2022/02

これまで、沸騰水型原子炉(BWR)配管系のニッケル合金異材溶接継手において応力腐食割れ(SCC)による亀裂の存在が報告されており、そのような溶接継手に対する構造健全性評価が重要となっている。現在、影響因子の固有の不確実さを確率分布として考慮することで亀裂を有する機器の破損確率を定量的に評価できる確率論的破壊力学(PFM)評価手法が、より合理的な構造健全性評価手法として注目されており、原子力機構では、溶接継手を含む原子炉配管系を対象としたPFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めている。本研究では、PASCAL-SPにBWRのニッケル合金異材溶接継手を対象とした解析機能を新たに導入した。また、改良したPASCAL-SPを用いて、異材溶接継手を対象に、漏えいの検知及び供用期間中検査が破損確率に及ぼす影響に関する感度解析を実施した。解析結果より、改良したPASCAL-SPは、異材溶接継手の破損確率を求め、供用期間中検査等の効果を定量的に評価できることから、構造健全性評価に有用であると結論付けた。

論文

A Novel method to uniquely determine the parameters in Gurson-Tvergaard-Needleman model

Zhang, T.; Lu, K.; 真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li Y.

Fatigue & Fracture of Engineering Materials & Structures, 44(12), p.3399 - 3415, 2021/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

GTNモデルは、延性金属の微細組織の力学挙動を考慮するモデルであるとともに、式が明確な物理的意味を表すことから、延性金属の破壊予測のためのアプローチとして期待されている。一方、強い相関のある8つのモデルパラメータの決定が困難なため、工学的な応用はほとんど進んでいない。本研究では、GTNモデルの物理的背景に基づいて、GTNモデルのパラメータを決定するための一連の手法を提案した。具体的には、連続体損傷力学の考え方を活用し、一軸引張試験における有効ヤング率の変化からボイドの体積分率の増加を実験的に求めることで、ボイドの生成に関する3つのパラメータの値を決定した。その他のGTNモデルのパラメータに関しては、化学組成分析、ボイドが含まれる単位セルモデルを用いた解析及び有限要素逆解析により一意に決定した。また、これらのパラメータ決定手法の妥当性を、炭素鋼STPT410の亀裂付き試験片と亀裂のない試験片の両方の破壊試験の結果と決定したパラメータを用いた数値解析結果との比較を通じて確認した。

論文

Fracture toughness in postulated crack area of PTS evaluation in highly-neutron irradiated RPV steel

河 侑成; 下平 昌樹; 高見澤 悠; 飛田 徹; 勝山 仁哉; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 6 Pages, 2021/07

The semi-elliptical crack sized 10 mm in depth $$times$$ 60 mm in length shall be postulated near the inner surface of a reactor pressure vessel (RPV) in pressurized thermal shock events. We investigated the fracture toughness distribution in the postulated crack area under the PTS events of unirradiated and highly-neutron irradiated RPV steels. Vickers hardness in heat-affected zone (HAZ) due to stainless overlay cladding and 10 mm from the cladding were higher than that of a quarter thickness position, where the surveillance specimens are machined, for both unirradiated (E1) and irradiated (up to 1 $$times$$ 10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$, WIM) materials. Fracture toughness of HAZ and 10 mm from the cladding was higher for the above highly-neutron irradiated material. The same result was obtained in the unirradiated material. Therefore, it was confirmed that fracture toughness obtained from surveillance specimens can provide conservative assessment of structural integrity of RPV.

論文

Assessment of residual stress for thick butt-welded plate of a reactor pressure vessel steel

河 侑成; 岡野 成威*; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 望月 正人*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 6 Pages, 2021/07

Residual stress is one of the most important influence factors in the structural integrity assessment of the nuclear components. However, at the present, there are few examples of residual stress measurements for thick butt-welded plates such as the reactor pressure vessels (RPVs). In this study, the residual stresses generated by butt-welding of thick plates of RPV steel, which have almost the same thickness of 140 mm as actual boiling water reactor RPV, were measured for post-welded heat-treated condition using the deep-hole-drilling technique. In addition, thermo-elastic-plastic creep analyses by or without considering the phase transformation in the heat-affected zone using the finite element analyses (FEAs) were performed to evaluate the residual stress produced by butt-welding and post-weld heat treatment. In the analysis considering phase transformation using the commercial FEM analysis code Abaqus, the fractions of the phases, such as martensite, bainite and ferrite, are calculated based on the kinetics of phase transformation. By comparing the analytical results with the experimentally determined values, we found good agreements for the residual stress distributions within the weld and the base material near the welded part. In the presentation, the effect of phase transformation on residual stress distribution of butt-weldment of thick plate will be discussed.

論文

Benchmarking study on probabilistic fracture mechanics analysis codes xLPR and PASCAL-SP considering primary water stress corrosion cracking

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

確率論的破壊力学(PFM)解析は、様々な影響因子に固有の不確実さを確率分布として考慮し、機器の破損確率を定量的に評価できるため、原子炉機器の構造健全性評価のより合理的な手法として期待される。原子力機構(JAEA)では、加圧水型原子炉と沸騰水型原子炉の両環境における応力腐食割れや疲労等の経年劣化事象による配管の破損確率を評価可能なPFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めている。本解析コードの検証活動の一環として、米国原子力規制委員会(NRC)と米国電力研究所が共同で開発したPFM解析コードxLPRとの間でベンチマーク解析を実施した。本ベンチマーク解析は、加圧水型原子炉サージラインの異材溶接継手における加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れに関する決定論的及び確率論的な解析から構成され、共通の解析条件の下でNRCとJAEAにより独立に実施された。本論文では、本ベンチマーク解析の条件を説明するとともに、PASCAL-SPとxLPRから得られた解析結果を示す。両解析コードから得られた結果が、決定論的解析及び確率論的解析の両方で良く一致したことから、PASCAL-SPの信頼性が向上したと結論付けた。

論文

Development of guideline on seismic fragility evaluation for aged piping

山口 義仁; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; Li, Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

地震を起因とした確率論的リスク評価は、原子力発電所の耐震安全性を評価するための重要な手法の一つである。この評価では、地震ハザード,地震フラジリティ及び事故シーケンス評価から炉心損傷頻度が求められる。地震フラジリティ評価に着目すると、亀裂や減肉が発生している経年配管に対する評価には、確率論的破壊力学を適用した評価手法が有効であると考えられる。本研究では、長期間運転した原子力発電所を対象とした確率論的リスク評価手法の高度化を目的に、経年劣化事象を考慮した原子力発電所の代表的な配管系を対象とした地震フラジリティ評価に関する評価要領を整備した。本論文では、評価要領の概要と、評価要領に基づき確率論的破壊力学解析コードを用いた地震フラジリティ評価事例を紹介する。

論文

Effect of plastic constraint and cladding on semi-elliptical shaped crack in fracture toughness evaluation for a reactor pressure vessel steel

下平 昌樹; 飛田 徹; 名越 康人*; Lu, K.; 勝山 仁哉

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 8 Pages, 2021/07

JEAC4206-2016における原子炉圧力容器の構造健全性評価では、材料の破壊靭性が、想定欠陥であるクラッド下半楕円亀裂の先端における応力拡大係数よりも高いことが求められている。しかしながら、破壊靭性試験片と想定亀裂の亀裂深さやクラッドの有無といった違いにより、塑性拘束状態や破壊靭性評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、半楕円亀裂に対する拘束効果やクラッドが破壊靭性評価に及ぼす影響を調べるため、4点曲げ破壊靭性試験及び有限要素解析を実施した。その結果、半楕円亀裂最深点における見かけの破壊靭性がマスターカーブ法に基づく5%信頼下限を上回り、現行評価手法が保守性を有することを確認した。半楕円亀裂における破壊の起点は亀裂最深点だけでなく試験体表面近傍にも観察された。有限要素解析の結果、半楕円亀裂における塑性拘束は亀裂最深点に比べて表面近傍で弱くなっていることが分かった。また、表面亀裂の場合に比べてクラッド下亀裂の場合には塑性拘束が弱められ、その弱い拘束の影響によりクラッド下亀裂の見かけの破壊靭性が表面亀裂のそれよりも高くなることがローカルアプローチによって示唆された。

論文

Effect of coolant water temperature of emergency core cooling system on failure probability of reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 渡辺 正*; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(3), p.031704_1 - 031704_8, 2021/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

Structural integrity assessment of reactor pressure vessel (RPV) is important for the safe operation of nuclear power plant. For an RPV in a pressurized water reactor (PWR), pressurized thermal shock (PTS) resulted from rapid coolant water injection due to a loss-of-coolant accident is an issue of particular concern. The coolant water temperature in the emergency core cooling system (ECCS) can influence the integrity of RPV subjected to PTS events; thus, this paper is focused on investigating the effect of coolant water temperature of ECCS on failure probability of an RPV. First, thermal-hydraulic (TH) analyses were conducted for a Japanese PWR model plant by using RELAP5, and different coolant water temperatures in ECCS were considered to investigate the effect of coolant water temperature on TH behaviors during a PTS event. Using the TH analysis results, probabilistic fracture mechanics (PFM) analyses were performed for the RPV of the Japanese model plant. Based on the PFM analysis results, the effect of coolant water temperature on failure probability of the RPV was quantified.

論文

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

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.

報告書

経年配管を対象とした地震フラジリティ評価要領(受託研究)

山口 義仁; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; Li Y.

JAEA-Research 2020-017, 80 Pages, 2021/02

JAEA-Research-2020-017.pdf:3.5MB

国内では、安全性向上評価に関する運用ガイドが施行されている。原子力発電所の地震に対する安全性を評価する手法の一つとして、地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)がある。この評価では、地震動の作用に対して建屋や機器が損傷する確率である地震フラジリティ、任意の地震動強さとその強さを超過する頻度との関係である地震ハザード及び事故シーケンスから炉心損傷頻度等が求められる。日本原子力学会が定める地震PRAに関する実施基準では、原子力発電所の長期運転により経年劣化事象を無視できない場合、経年劣化事象による地震応答特性の変化又は耐力の低下を考慮して機器等の地震フラジリティを評価することとなっている。この評価において、原子力発電所の長期運転による亀裂又は配管減肉の発生及び進展が確認されている経年配管を対象とする場合は、確率論的破壊力学(PFM)は有力な評価技術である。長期運転された原子力発電所を対象に地震PRAの高度化を図るために、ここで代表的な配管や部位等を対象に、経年劣化事象を考慮した地震フラジリティ評価のための要領を取りまとめた。本評価要領の目的は、破壊力学等の知見を有する地震フラジリティ評価担当者が、本評価要領を参照しながら、別途公開する亀裂を有する経年配管を対象とした地震フラジリティ評価が可能なPFM解析コードPASCAL-SP及び配管減肉を有する経年配管を対象とした地震フラジリティ評価が可能な確率論的解析コードPASCAL-ECを用いることによって、経年配管に対する地震フラジリティ評価を実施できることである。

報告書

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。

論文

Stress intensity factor solutions for surface cracks with large aspect ratios in cylinders and plates

Zhang, T.; Lu, K.; 勝山 仁哉; Li Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 189, p.104262_1 - 104262_12, 2021/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.99(Engineering, Multidisciplinary)

In recent years, a large number of surface cracks caused by stress corrosion cracking (SCC) have been reported in dissimilar metal welds of light water reactors. For some of these cracks, the depth (a) is greater than the half-length ($$l/2$$). Upon the detection of cracks, the integrity of cracked components should be assessed in accordance with the fitness-for-service (FFS) codes such as the ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section XI or JSME code of Rules on Fitness-for-Service for Nuclear Power Plants. Current FFS codes provide SIF solutions of surface cracks with small aspect ratios (i.e. $$a/l$$ $$leq$$ 0.5) only. For the integrity assessment of components with surface cracks of large aspect ratios (i.e. $$a/l$$ $$>$$ 0.5), it is necessary to develop the SIF solutions for those cracks. This study calculates the SIF solutions of surface cracks with aspect ratios of 0.5 $$leq$$ $$a/l$$ $$leq$$ 4 in both cylinders and plates by characterizing the cracks as rectangular shaped ones. Finite element simulations are performed to develop the database of SIF solutions for rectangular shaped surface cracks subjected to a 4th order polynomial stress distribution. Additionally, the universal weight function method (UWFM) in calculating the SIF solutions of rectangular shaped surface cracks with large aspect ratios is investigated. Example SIF calculations for rectangular shaped surface cracks subject to residual stress were conducted using the UWFM. The SIF solutions calculated by the UWFM are compared with those from the finite element simulations to show the effectiveness of the UWFM.

論文

Plasticity correction on stress intensity factor evaluation for underclad cracks in reactor pressure vessels

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:0 パーセンタイル:0(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 ($$K_{rm I}$$) 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, $$K_{rm I}$$ 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 $$K_{rm I}$$ 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 $$K_{rm I}$$ calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.

論文

Constraint effect on fracture mechanics evaluation for an under-clad crack in a reactor pressure vessel steel

下平 昌樹; 飛田 徹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

JEAC4206「原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法」では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価において、原子炉圧力容器内面のステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂(UCC)を想定し、亀裂先端の応力拡大係数がRPV鋼の破壊靭性値を上回らないことを定めている。本研究では、クラッドの存在が破壊靭性値に与える影響を評価することを目的に、UCCまたは表面亀裂を有する試験体を用いた3点曲げ破壊靭性試験と有限要素解析(FEA)を行い、UCCに対する塑性拘束効果の影響を調べた。その結果、UCCの破壊靭性値が表面亀裂に比べて高いことを実験的に示した。また、有限要素解析により、クラッドの存在によりUCCの塑性拘束効果が弱められることを示した。

論文

Probabilistic fracture mechanics benchmarking study involving the xLPR and PASCAL-SP codes; Analysis by PASCAL-SP

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li Y.

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

原子力機構(JAEA)では、加圧水型原子炉一次冷却水環境中における応力腐食割れ(PWSCC)や疲労等の経年劣化事象による原子炉配管の破損確率を評価するために、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL-SPを整備している。現在、本解析コードの検証のため、NRCとEPRIが共同で開発したPFM解析コードxLPRとのベンチマーク解析を実施している。本ベンチマーク解析は、両解析コードにより、共通の解析条件の下でPWSCCに関する決定論的解析及び確率論的解析を行うものであり、NRCとJAEAが自らの解析コードを用いて、それぞれ独立に解析を進めている。決定論的解析は完了しており、両解析コードから得られた結果が概ね一致することが確認された。本稿では、主として決定論的解析における解析条件及び両解析コードから得られた解析結果の詳細について示すとともに、確率論的解析について、その解析条件及びJAEAが実施したPASCAL-SPによる解析結果を示す。

論文

Extension of PASCAL4 code for probabilistic fracture mechanics analysis of reactor pressure vessel in boiling water reactor

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL4, for probabilistic evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. Besides severe PTS events, however, transients associated with normal operations, such as the cooldown and heatup transients associated with reactor shutdown and startup, respectively, should also be considered in the integrity assessment of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs). With regard to a heatup transient, because temperature is at its minimum, and tensile stress at its maximum on the RPV outer surface, outer surface crack and embedded crack near the RPV outer surface should be taken into account. To extend the applicability of PASCAL4, we improved the code to include analysis functions for these cracks. The improved PASCAL4 can be used to run PFM analyses of RPVs subjected to both cooldown (including PTS) and heatup transients. In this paper, improvements made to PASCAL4 are firstly described, including the incorporated stress intensity factor solutions and the corresponding calculation methods for vessel outer surface crack and embedded crack near the outer surface. Using the improved PASCAL4, PFM analysis examples for a Japanese BWR-type model RPV subjected to thermal transients including a low temperature overpressure event and a heatup transient are presented.

論文

Improved Bayesian update method on flaw distributions reflecting non-destructive inspection result

勝山 仁哉; 宮本 裕平*; Lu, K.; 真野 晃宏; Li, Y.

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08

原子力機構では、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象等の過渡事象を考慮し、原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を算出するための確率的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL4の開発を進めている。亀裂のサイズや密度等の欠陥分布は、PFM解析の破損頻度を算出する上で重要な影響因子であることがよく知られている。NUREG-2163では、非破壊検査(NDI)の結果を反映するベイズ更新手法が提案されているが、NDIにより欠陥指示がある場合にのみ適用可能である。RPVの検査結果として欠陥指示がない場合があることから、我々は以前、NDIの結果として欠陥指示がある場合とない場合の両方に適用可能な尤度関数を提案した。しかし、これらのベイズ更新手法では、両者に相関のあると考えられる亀裂のサイズと密度を独立に更新する尤度関数が適用されている。本研究では、尤度関数をさらに改善し、亀裂のサイズと密度を同時に更新できるようにした。また、その尤度関数に基づきベイズ更新及びPFM解析を行い、その有用性を示した。

論文

Influence evaluation of sampling methods of the nondestructive examination on failure probability of piping based on probabilistic fracture mechanics analysis

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li Y.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00567_1 - 19-00567_11, 2020/06

非破壊試験(NDE)は、配管等の原子炉機器の構造健全性を確保するうえで、重要な役割を果たしている。国内の原子力発電所では、日本機械学会発電用原子力設備規格維持規格等の規則に従って、非破壊試験が配管系の溶接部に対して実施される。応力腐食割れ(SCC)が想定されない溶接部の場合、10年の検査間隔でNDEが実施され、各検査間隔における試験程度が規格等において定められている。各検査間隔でNDEを実施する溶接部を選択するためのサンプリング方式としては、一般的に2種類が挙げられる。1つ目の方式は、定点サンプリング方式であり、NDEが実施される溶接部は前の検査間隔で試験が実施された溶接部と同一である。2つ目の方式は、ランダムサンプリング方式であり、NDEが実施される溶接部は、前の検査間隔で試験が実施されなかった溶接部から選択される。これらのサンプリング方式の選択は、配管系の構造健全性を確保する上で重要と考えられる。合理的な構造健全性評価手法の1つである確率論的破壊力学(PFM)解析は、SCCや疲労等の経年劣化事象、並びにNDEを通じた溶接部における亀裂の検出及び溶接部の補修・取替を考慮して、溶接部の破損確率を定量的に計算できる。本研究では、サンプリング方式の違いが配管系の構造健全性に及ぼす影響を明らかにするため、典型的な原子力配管系を対象に、PFM解析により2つのサンプリング方式によるNDEを考慮して破損確率を評価した。その結果、非破壊試験のサンプリング方式の違いが配管系の破損確率に及ぼす影響を定量的に確認した。

論文

Recent verification activities on probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL4 for reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.

論文

Expansion of high temperature creep test data for failure evaluation of BWR lower head in severe accident

山口 義仁; 勝山 仁哉; 加治 芳行; 逢坂 正彦; Li, Y.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00560_1 - 19-00560_12, 2020/06

福島第一原子力発電所の事故の後、原子力機構では、廃止措置等に資するため、圧力容器下部ヘッドの貫通部、スタブ管、溶接部等を含む詳細な3次元有限要素解析モデルを用いてクリープ損傷メカニズムに基づき破損時間や場所を予測する手法の開発を進めている。また、その解析に必要な、既存のデータベースや文献にない融点近傍の高温域における引張特性やクリープ特性の取得も進めている。本研究では、圧力容器下部ヘッドを構成する低合金鋼,ニッケル合金及びオーステナイト系ステンレス鋼に対する単軸引張及びクリープ試験を実施し、既存の材料特性データベースを拡張した。特に、高温かつ長時間のクリープ特性データを非接触型伸び測定機能を有する引張試験機を用いて取得した。また、拡張されたデータベースに基づき、クリープ構成則のパラメータを求め、重大事故時における破損評価の精度向上を図った。

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