Characteristics of allowable axial cracks for pressurized pipes governed by limit load criteria

長谷川 邦夫; Li, Y.; Udyawar, A.*; Lacroix, V.*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 204, p.104952_1 - 104952_7, 2023/08

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2023.104952

高靭性の耐圧配管に軸方向の亀裂が検出された場合、極限荷重基準によって破壊応力が推定される。亀裂配管の許容応力は破壊応力と安全率の組み合わせで導かれる。すなわち、亀裂深さと長さが許容応力から決定される。この許容応力と貫通亀裂の破壊応力の比較から、許容亀裂は一様でない。この許容亀裂は3つの特性に分かれる。1つは、破断前漏洩(LBB)と亀裂の安定成長、2つめはLBBは成り立たないが亀裂の安定成長。3つめはLBBが成り立たず亀裂の不安定成長である。検査技術者やユーザーは、LBBが成り立たず亀裂の不安定成長の特性を有する3つめの許容亀裂に対し特別な注意を払う必要がある。この特別な注意を要求される許容亀裂深さと長さの境界を表す近似式を記述する。

Level structures of Ca cast doubt on a doubly magic Ca

Chen, S.*; Browne, F.*; Doornenbal, P.*; Lee, J.*; Obertelli, A.*; 角田 佑介*; 大塚 孝治*; 茶園 亮樹*; Hagen, G.*; Holt, J. D.*; et al.

Physics Letters B, 843, p.138025_1 - 138025_7, 2023/08

https://doi.org/10.1016/j.physletb.2023.138025

Scからの1陽子ノックアウト反応を用いて、CaとCaのガンマ崩壊を観測した。Caでは1456(12)keVの線遷移が、Caでは1115(34)keVの遷移が観測された。どちらの遷移も暫定的にと割り当てられた。有効核子間相互作用をわずかに修正した広い模型空間での殻模型計算では、準位エネルギー、2中性子分離エネルギー、反応断面積が実験とよく一致し、N=34閉殻の上に新しい殻が形成されていることを裏付けた。その構成要素であると軌道はほぼ縮退しており、これはCaが二重魔法核である可能性を排除し、Ca同位体のドリップラインをCaあるいはそれ以上にまで広げる可能性がある。

The Development of a Multiphysics Coupled Solver for Studying the Effect of Dynamic Heterogeneous Configuration on Particulate Debris Bed Criticality and Cooling Characteristics

Li, C.-Y.; Wang, K.*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 高田 孝*; 岡本 孝司*

Applied Sciences (Internet), 13(13), p.7705_1 - 7705_29, 2023/07

https://doi.org/10.3390/app13137705

For a sodium-cooled fast reactor, the capability for stable cooling and avoiding re-criticality on the debris bed is essential for achieving in-vessel retention when severe accidents occur. However, an unexploited uncertainty still existed regarding the compound effect of the heterogeneous configuration and dynamic particle redistribution for the debris bed's criticality and cooling safety assessment. Therefore, this research aims to develop a numerical tool for investigating the effects of the different transformations of the heterogeneous configurations on the debris bed's criticality/cooling assessment. Based on the newly proposed methodology in this research, via integrating the Discrete Element Method (DEM) with Computational Fluid Dynamics (CFD) and Monte-Carlo-based Neutronics (MCN), the coupled CFD-DEM-MCN solver was constructed with the originally created interface to integrate two existing codes. The effects of the different bed configurations' transformations on the bed safety assessments were also quantitively confirmed, indicating that the effect of the particle-centralized fissile material had the dominant negative effect on the safety margin of avoiding re-criticality and particle re-melting accidents and had a more evident impact than the net bed-centralized effect. This coupled solver can serve to further assess the debris bed's safety via a multi-physics simulation approach, leading to safer SFR design concepts.

Experimental study on scabbing limit of local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectile with semispherical nose

奥田 幸彦; Kang, Z.; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(3), p.22-00370_1 - 22-00370_12, 2023/06

https://doi.org/10.1299/mej.22-00370

飛翔体の衝突に伴う原子炉建屋外壁等の鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、その破損様式に応じて多くの評価式が提案されている。しかしながら、これらの評価式は衝突によって変形しない剛飛翔体を対象とする垂直衝突の試験から導かれた実験式がほとんどである。本研究では、現実的な飛翔体衝突で考慮すべき飛翔体の柔性及び斜め衝突を考慮した局部損傷評価手法を整備することを目的とする。具体的には、RC板構造の局部損傷のうち裏面剥離に着目し、斜め衝突条件において衝突速度を変化させて裏面剥離限界を明らかにするための衝突試験を実施し、飛翔体の柔性及び斜め衝突の影響因子が局部損傷へ与える影響を検討した。本論文では、飛翔体の柔性及び斜め衝突を受けるRC板構造の衝突試験結果、並びに、得られた試験結果より裏面剥離限界に係る影響を検討した結果について報告する。

Pressure engineering of van der Waals compound RhI; Bandgap narrowing, metallization, and remarkable enhancement of photoelectric activity

Fang, Y.*; Kong, L.*; Wang, R.*; Zhang, Z.*; Li, Z.*; Wu, Y.*; Bu, K.*; Liu, X.*; Yan, S.*; 服部 高典; et al.

Materials Today Physics (Internet), 34, p.101083_1 - 101083_7, 2023/05

https://doi.org/10.1016/j.mtphys.2023.101083

層状ファンデルワールスハライドは、外部圧力に対して特に敏感であるため、目的とする性質を持つ構造にチューンすることが可能となる。一方で、圧力に非常に敏感であるという特性は、同時に目的とする機能の実現に有害な相転移や格子歪みを引き起こす可能性があるためその操作は依然として困難である。この研究では、層状RhI結晶が持つ極めて弱い層間結合と高い機能可変性を観察した。5GPaという適度な圧力をかけると圧力誘起相転移が起こり、積層構造に変化が現れた。驚くべきことに、この相転移は、圧力に対してほぼ直線的なバンドギャップ減少という傾向に影響を与えなかった。また、より高い圧力では、1.3eVの赤方偏移というかなり大きな調整幅を伴う金属相が観測された。さらに、RhIのキャリア濃度は30GPaで4桁増加し、光電流は7.8GPaで5桁増加することが確認された。これらの結果は、ファンデルワールスハライドの層状構造という特異な特徴を生かした探索、調整、理解のための新たな機会を創出し、原子レベルの薄さを持つマテリアルバイデザインに基づく将来のデバイスとして有望である。

Development of dynamic PRA methodology for external hazards in sodium-cooled fast reactor via applying Markov chain Monte Carlo method to severe accident analysis code; Assessment of accident management of assigning independent emergency diesel generators to each air cooler

Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

Quantitative assessment of the effect of accident management on the various external hazards is essential in the nuclear safety analysis. This study aims to establish the dynamic probabilistic risk assessment methodology for sodium-cooled fast reactors that can consider the transient plant status under continuous external hazards with corresponding countermeasures operating stochastically. Specifically, the Continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) and Deterministic and Stochastic Petri Nets (DSPN) methods are newly applied to the severe accident analysis code, SPECTRA, which can conduct dynamic plant evaluation in the different severe accident conditions of nuclear reactors, to develop an evaluation methodology for typical external hazards. In the DSPN-CMMC-SPECTRA coupled frame, the latest safety functions of the plant components/systems can be stochastically determined by the DSPN-CMMC grounded on the current plant states under continuous hazard and the interaction between the multi-state components/systems; then, SPECTRA can evaluate the following plant state determined by the latest safety function of the components/systems. Therefore, the advantage of this newly developed DSPN-CMMC-SPECTRA frame is having the capability to quantitatively and stochastically evaluate the transient accident progressions that potentially lead to the core damage under the continuous external hazard scenario. As for the preliminary exam on the DSPN-CMMC-SPECTRA frame, one of the typical external hazards of continuous volcanic ashfall is selected in this research. In addition, the numerical investigation of alternative accident management' effects has also been carried out and quantitatively confirmed in this research.

Experimental study on local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles

奥田 幸彦; 西田 明美; Kang, Z.; 坪田 張二; Li, Y.

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021801_1 - 021801_12, 2023/04

https://doi.org/10.1115/1.4054040

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、現実的な衝突条件(柔飛翔体,斜め衝突)を含む飛翔体衝突試験を実施し、解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、柔飛翔体及び剛飛翔体の垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の局部損傷試験について、試験条件,試験装置,試験結果及び得られた知見を示す。

国内軽水型原子炉圧力容器を対象とした確率論的破壊力学に基づく健全性評価に関する標準的解析要領

Lu, K.; 勝山 仁哉; 高見澤 悠; Li, Y.

JAEA-Research 2022-012, 39 Pages, 2023/02

JAEA-Research-2022-012.pdf:1.72MB

供用年数の増加に伴い、発電用軽水型原子炉圧力容器(RPV)では炉心からの中性子照射により破壊靭性が低下する、いわゆる中性子照射脆化が生じる。国内では、RPVの非延性破壊を防止するため、この中性子照射脆化や、健全性評価上最も厳しい事象の1つである加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、日本電気協会規程等に基づく決定論的手法により健全性評価が行われている。一方、欧米においては、近年確率論的手法の規制への導入が進んでいる。例えば米国では、PTS評価において、確率論的手法に基づく関連温度に関するスクリーニング基準が規定されており、またそのスクリーニング基準を満足しない場合には確率論的手法に基づく亀裂貫通頻度(TWCF)を指標とした評価の実施が認められている。また、供用期間中検査の試験程度や検査間隔の緩和の検討等にも確率論的手法が適用されている。ここで、確率論的手法とは具体的には確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法であり、長期供用に伴う機器の経年劣化に関連する様々な因子の不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損確率や破損頻度等を算出できる方法である。こうした背景を踏まえ、国内のRPVに対するPFMに基づく健全性評価の実施を念頭に、国内外の最新知見や専門家の意見等を反映するとともに、主として加圧水型原子炉のRPVを対象に開発が進められたPFM解析コードPASCALの整備、及びPASCALによる感度解析等により得られた知見を取りまとめて、2017年に標準的解析要領を整備し、JAEA-Research2016-022として公開した。この標準的解析要領では、破壊力学に関する知識を有する解析担当者がこれを参照することでPFM解析を実施し、TWCF等の確率論的数値指標を算出できることを目的としている。2017年以降、PFMに基づく健全性評価の更なる実用化に向けて、日本原子力研究開発機構において、沸騰水型原子炉のRPVに対するPFM解析を可能にするため、PASCALの機能を拡充するとともに、標準的解析要領の充実化を図った。本報告はその成果をまとめたものである。本報告は、以下の5つの章で構成される。まず第1章で、本報告の背景及び概要について述べる。次に第2章で、標準的解析要領の枠組みと対象範囲について述べた後、第3章にて標準的解析要領の詳細について記述する。PASCALに対する信頼性確認事例についても同章で記す。第4章では、標準的解析要領を満足し、国内の現状の代表的事例として適切と考えられる手法

Fatigue crack non-propagation behavior of a gradient steel structure from induction hardened railway axles

Zhang, H.*; Wu, S. C.*; Ao, N.*; Zhang, J. W.*; Li, H.*; Zhou, L.*; 徐 平光; Su, Y. H.

International Journal of Fatigue, 166, p.107296_1 - 107296_11, 2023/01

https://doi.org/10.1016/j.ijfatigue.2022.107296

Abnormal damages in railway axles can lead to a significant hazard to running safety and reliability. To this end, a surface treatment was selected to effectively inhibit fatigue crack initiation and growth. In this study, a single edge notch bending fatigue test campaign with artificial notches was conducted to elucidate the fatigue crack non-propagation behavior in railway S38C axles subjected to an induction hardening process. The fatigue cracking behavior in the gradient structure was revealed by optical microscopy, electron backscatter diffraction, and fractography. The microhardness distribution was measured using a Vickers tester. The obtained results show that the microhardness of the strengthening layer is nearly triple that of the matrix. Owing to the gradient microstructures and hardness, as well as compressive residual stress, the fatigue long crack propagates faster once it passes through the hardened zone (approximately 2.0 mm in the radial depth). Thereafter, local retarding (including deflection, branching, and blunting) of the long crack occurs because of the relatively coarse ferrite and pearlite in the transition region and matrix. Totally, this fatigue cracking resistance is reasonably believed to be due to the gradient microstructure and residual stress. These findings help to tailor a suitable detection strategy for maximum defects or cracks in railway axles.

Uncertainty quantification of seismic response of nuclear reactor building using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 高田 毅士

Earthquake Engineering and Resilience (Internet), 1(4), p.427 - 439, 2022/12

https://doi.org/10.1002/eer2.35

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震フラジリティ評価における認識論的不確実さの定量化を目的としている。従来、原子炉建屋の地震フラジリティ評価では、簡易な質点系モデルが用いられているが、より現実的な応答との違いを把握するため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、得られた建屋の壁および床の応答を現実的応答と仮定して、質点系モデルの認識論的不確実さとして評価を試みた。得られた認識論的不確実さ結果は、上層階程大きくなる傾向があり、重要機器が設置される地下階では、地下3階で0.1程度、地下1階で0.20.35程度であった。この認識論的不確実さを従来の質点系モデルに反映することにより、3次元効果を考慮したより現実的なフラジリティ評価が期待される。