Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL for reactor pressure vessel

Lu, K.; 高見澤 悠; Li, Y.; 眞崎 浩一*; 高越 大輝*; 永井 政貴*; 南日 卓*; 村上 健太*; 関東 康祐*; 八代醍 健志*; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00484_1 - 22-00484_13, 2023/08

https://doi.org/10.1299/mej.22-00484

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL, has been developed by Japan Atomic Energy Agency for failure probability and failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. To strengthen the applicability of PASCAL, considerable efforts on verifications of the PASCAL code have been made in the past years. As a part of the verification activities, a working group consisted of different organizations from industry, universities and institutes, was established in Japan. In the early phase, the working group focused on verifying the PFM analysis functions for RPVs in pressurized water reactors (PWRs) subjected to pressurized thermal shock (PTS) events. Recently, the PASCAL code has been improved in order to run PFM analyses for both RPVs in PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients. Simultaneously, the working group initiated a verification plan for the improved PASCAL through independent PFM analyses by different organizations. Concretely, verification analyses for a PWR-type RPV subjected to PTS transients and a BWR-type RPV subjected to a low-temperature over pressure transient were performed using PASCAL. This paper summarizes those verification activities, including the verification plan, analysis conditions and results. Based on the verification studies, the reliability of PASCAL for probabilistic integrity assessments of Japanese RPVs was confirmed with confidence.

Laser-driven neutron generation realizing single-shot resonance spectroscopy

余語 覚文*; Lan, Z.*; 有川 安信*; 安部 勇輝*; Mirfayzi, S. R.*; Wei, T.*; 森 隆人*; Golovin, D.*; 早川 岳人*; 岩田 夏弥*; et al.

Physical Review X, 13(1), p.011011_1 - 011011_12, 2023/01

https://doi.org/10.1103/PhysRevX.13.011011

Neutrons are powerful tools for investigating the structure and properties of materials used in science and technology. Recently, laser-driven neutron sources (LDNS) have attracted the attention of different communities, from science to industry, in a variety of applications, including radiography, spectroscopy, security, and medicine. However, the laser-driven ion acceleration mechanism for neutron generation and for establishing the scaling law on the neutron yield is essential to improve the feasibility of LDNS. In this paper, we report the mechanism that accelerates ions with spectra suitable for neutron generation. We show that the neutron yield increases with the fourth power of the laser intensity, resulting in the neutron generation of in at a maximum, with Wcm, 900 J, 1.5 ps lasers. By installing a "hand-size" moderator, which is specially designed for the LDNS, it is demonstrated that the efficient generation of epithermal (0.1-100 eV) neutrons enables the single-shot analysis of composite materials by neutron resonance transmission analysis (NRTA). We achieve the energy resolution of 2.3% for 5.19-eV neutrons 1.8 m downstream of the LDNS. This leads to the analysis of elements and isotopes within sub-s times and allows for high-speed nondestructive inspection.

Development of the buckling evaluation method for large scale vessel by the testing of Gr.91 vessel subjected to horizontal and cyclic vertical loading

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之

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

高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げ、およびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)の円筒試験体に対して水平荷重に加えて繰返し鉛直荷重を負荷する条件等を付した座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、有限要素法解析により座屈荷重に対する溶接残留応力の影響はほとんどないことを検証した。

地震及び断層活動による二次的影響に関する知見の整理(受託研究)

後藤 翠; 村上 雅紀*; 酒井 隆太郎*; 照沢 秀司*; 末岡 茂

JAEA-Review 2020-003, 60 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2020-003.pdf:4.43MB

地層処分システムに影響を及ぼす可能性がある天然現象の一つに、地震及び断層活動が挙げられる。地震及び断層活動では、断層変位による直接的な影響に加え、地震動に伴う湧水の発生や泥火山の活動、地震断層の活動により引き起こされる流体の移行経路の変化や副断層の形成のような二次的な影響も考慮する必要がある。本稿では、これらの二次的な現象による地層処分システムへの影響の理解を目的として、水理学的影響(湧水・泥火山)、力学的な影響(副断層)を対象に、既往研究を収集し取りまとめた結果を報告する。関連するキーワードを各国語で検索することで、国内外の142編の文献を収集することができた。その結果、それぞれの二次的影響の研究事例を概観し、地層処分の観点で今後の評価技術の高度化に必要な課題を抽出した。地震等の影響による湧水については、湧出機構、影響範囲、活動履歴に関する事例の蓄積を課題として示した。泥火山については、形成の要因となる異常間隙水圧のメカニズムの検討及び予測手法の高度化を課題として示した。副断層については、詳細な分布の把握と形成機構の検討の蓄積が課題であると示した。

改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器の耐震座屈評価法に関する研究

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 久保 幸士*; 佐藤 健一郎*; 若井 隆純; 下村 健太

日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.591 - 595, 2017/10

次世代高速炉の容器は、容器径が増大し、相対的に薄肉化することに加え、近年の想定地震荷重の増大に対応するため水平免震化されることにより、長周期の水平地震荷重が負荷された状態で、相対的に大きな鉛直荷重を繰り返し受けることになる。加えて、容器材料として、従来のオーステナイト系ステンレス鋼のほか、高降伏応力かつ加工硬化係数の小さい改良9Cr-1Mo鋼の適用も見込まれる。高速炉高温構造設計規格で規定されている座屈評価法は、厚肉容器の塑性座屈を主対象としており、繰返し荷重の影響も考慮されていない。そこで、既往研究の知見も踏まえ、薄肉円筒容器構造の軸圧縮、曲げ、せん断の弾性座屈とそれらの相互作用、および鉛直荷重の繰返し負荷による座屈荷重低下を考慮でき、かつ改良9Cr-1Mo鋼製容器にも適用可能な新たな座屈評価式を提案し、改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器に対する座屈試験と数値解析を実施し、当該座屈評価法の適用性と解析精度を検討した。

Decomposition studies of group 6 hexacarbonyl complexes, 1; Production and decomposition of Mo(CO) and W(CO)

Usoltsev, I.*; Eichler, R.*; Wang, Y.*; Even, J.*; Yakushev, A.*; 羽場 宏光*; 浅井 雅人; Brand, H.*; Di Nitto, A.*; Dllmann, Ch. E.*; et al.

Radiochimica Acta, 104(3), p.141 - 151, 2016/03

https://doi.org/10.1515/ract-2015-2445

周期表第6族元素で最も重いSgのヘキサカルボニル錯体の熱的安定性を調べることを目指して、短寿命MoおよびW同位体を用いてヘキサカルボニル錯体を合成し、その合成および解離条件を調べた。チューブ状の反応装置を用いてヘキサカルボニル錯体を解離させ、第1解離エネルギーを導出できるかテストした。第6族元素のヘキサカルボニル錯体の解離を調べるには、反応表面として銀が最適であることがわかった。Mo(CO)およびW(CO)の解離が起こる反応表面温度は、それらの第1解離エネルギーと相関があることがわかり、この方法を用いてSg(CO)の第1解離エネルギーを決定できる見通しを得た。

Performance of new gas-filled recoil ion separator GARIS-II for asymmetric fusion reaction

加治 大哉*; 森本 幸司*; 若林 泰生*; 武山 美麗*; 山木 さやか*; 田中 謙伍*; 羽場 宏光*; Huang, M.*; 村上 昌史*; 金谷 淳平*; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 6, p.030107_1 - 030107_4, 2015/06

https://doi.org/10.7566/JPSCP.6.030107

非対称核融合反応に対する新型ガス充填型反跳イオン分離装置GARIS-IIの性能を、Neビームを用いて調べた。分析電磁石にヘリウムと水素の混合ガスを充填すると、焦点面シリコン検出器で検出されるバックグラウンドとなる散乱粒子の数が極めて少なくなり、かつ非対称核融合反応生成物の輸送効率が増大した。また、新たに標的同定システムを導入し、ビームエネルギーや標的を換えることなく効率的に励起関数測定が行えるようになった。

Assessment of operational space for long-pulse scenarios in ITER

Polevoi, A. R.*; Loarte, A.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.

Nuclear Fusion, 55(6), p.063019_1 - 063019_8, 2015/05

https://doi.org/10.1088/0029-5515/55/6/063019

The operational space (-) for long pulse scenarios of ITER was assessed by 1.5D core transport modelling with pedestal parameters predicted by the EPED1 code. The analyses include the majority of transport models presently used for interpretation of experiments and ITER predictions. The EPED1 code was modified to take into account boundary conditions predicted by SOLPS for ITER. In contrast with standard EPED1 assumptions, EPED1 with the SOLPS boundary conditions predicts no degradation of the pedestal pressure as density is reduced. Lowering the plasma density to 5-6 10 m leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to 1000 s with Q 5 for 13 MA at moderate normalised pressure ( 2). These ITER plasmas require the same level of additional heating power as the reference Q = 10 inductive scenario at 15 MA. However, unlike the "hybrid" scenarios considered previously, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios with 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse Q 5 and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.

High-pressure radiative conductivity of dense silicate glasses with potential implications for dark magmas

村上 元彦*; Goncharov, A. F.*; 平尾 直久*; 増田 亮*; 三井 隆也; Thomas, S. M.*; Bina, C. R.*

Nature Communications (Internet), 5, p.5428_1 - 5428_6, 2014/11

https://doi.org/10.1038/ncomms6428

The possible presence of dense magmas at Earth's core mantle boundary is expected to substantially affect the dynamics and thermal evolution of Earth's interior. However, the thermal transport properties of silicate melts under relevant high-pressure conditions are poorly understood. Here we report in situ high pressure optical absorption and synchrotron Mssbauer spectroscopic measurements of iron enriched dense silicate glasses, as laboratory analogues for dense magmas, up to pressures of 85 GPa. Our results reveal a significant increase in absorption coefficients, by almost one order of magnitude with increasing pressure to 50 GPa, most likely owing to gradual changes in electronic structure. This suggests that the radiative thermal conductivity of dense silicate melts may decrease with pressure and so may be significantly smaller than previously expected under core-mantle boundary conditions. Such dark magmas heterogeneously distributed in the lower mantle would result in significant lateral heterogeneity of heat flux through the core mantle boundary.

Cabling technology of NbSn conductor for ITER central solenoid

高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2013.2287311

ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNbn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。