Guideline on probabilistic fracture mechanics analysis for Japanese reactor pressure vessels

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y.; 吉村 忍*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07

確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、経年劣化に関連する様々な因子の確率分布を考慮して原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を評価できる合理的な手法である。我々は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮してRPVの破損頻度を評価するPFM解析コードPASCALを開発してきた。また我々は、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、破壊力学に関する知識を有する解析者がそれを参照することでPFM解析を行い亀裂貫通頻度を評価できるよう、標準的解析要領を整備した。本要領は、本文、解説及び付属書で構成されており、PFM解析に関する技術的根拠や最新知見が取りまとめられたものになっている。本論では、本要領の概要について述べるとともに、本要領とPTS評価に関する国内データベースに基づき得られた国内モデルRPVに対する破損頻度の評価結果について述べる。

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(受託研究)

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y.

JAEA-Research 2016-022, 40 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-022.pdf:4.04MB

国内では、原子炉圧力容器(RPV)の中性子照射脆化に伴う非延性破壊を防止するため、健全性評価上最も厳しい加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、決定論的手法による健全性評価が行われている。一方、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統計的な不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損頻度等を算出する確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法が、近年欧米において規制への導入が進められている。本報告書は、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し、整備された標準的解析要領を取りまとめたものである。

Development of stress intensity factors for surface cracks with large aspect ratio in plates

Li, Y.; 長谷川 邦夫; 勝又 源七郎; 小坂部 和也*; 岡田 裕*

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051207_1 - 051207_8, 2015/10

https://doi.org/10.1115/1.4030026

近年、原子力発電所で確認されたき裂の多くは、その長さの半分よりも深さが大きい高アスペクト比表面き裂である。供用期間中検査でき裂が確認された場合は、日本機械学会の維持規格等を用いてき裂を有する設備の健全性を評価する必要があるが、現状の維持規格には高アスペクト比き裂に対する応力拡大係数の解が整備されていない。本研究では、き裂を有する構造物の健全性を評価することを目的に、平板中に存在する高アスペクト比表面半楕円き裂の応力拡大係数を有限要素解析により提案した。提案解の一部について比較可能な既存解とよく一致したことから、本提案解の有効性及び実用性を明確にした。

Study on application of PFM analysis method to Japanese code for RPV integrity assessment under PTS events

小坂部 和也*; 眞崎 浩一*; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 8 Pages, 2015/07

圧力バウンダリ機器の定量的な構造健全性評価において、パラメータの不確実性を合理的に取り扱う確率論的破壊力学(PFM)解析手法は、有効な手段である。この観点から米国では、原子炉圧力容器(RPV)の加圧熱衝撃(PTS)事象に対する破壊靭性の規制基準として、確率論的手法に基づくき裂貫通頻度(TWCF)評価が取り入れられている。また、原子力機構ではPFM解析を国内RPVの健全性評価に適用することを目的に、PFM解析コードPASCAL3を用いたTWCF算出のための入力データ、および解析手法の整備を進めている。本論文では、これらの入力データ、解析手法、PASCAL3の信頼性確認、およびPASCAL3を用いたPFMの標準解析要領を説明するとともに、PASCAL3を用いたモデルRPVのTWCF評価事例について示す。

Estimation of through-wall cracking frequency of RPV under PTS events using PFM analysis method for identifying conservatism included in current Japanese code

小坂部 和也*; 眞崎 浩一*; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07

原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価に係る現行国内規格では、加圧熱衝撃時のRPVの健全性は、決定論的に応力拡大係数と破壊靭性値の比較により判定される。近年、様々な因子の不確かさを考慮できる合理的なRPVの構造健全性評価手法として、確率論的破壊力学(PFM)解析が注目されている。米国では、スクリーニング基準の評価のためき裂貫通頻度(TWCF)を推定するなど、PFM解析は実用化されている。本研究では、現行国内規格の保守性について検討するため、仮想的なRPVを用いて、TWCFを算出するためのPFM解析を行った。その結果、JEAC4206-2007は、現実的な条件による評価に比べて保守性を有していることが分かった。また、PTS過渡の違いが、き裂発生頻度やTWCFに及ぼす影響についても議論する。

International round robin analysis of probabilistic fracture mechanics for reactor pressure vessel during cool-down and LTOP event

関東 康祐*; 鬼沢 邦雄; 小坂部 和也*; 吉村 忍*

Proceedings of 10th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components (ASINCO-10), p.189 - 194, 2014/04

日本溶接協会のPFM小委員会では、韓国及び台湾の研究グループとともに、確率論的破壊力学解析に関する国際ラウンドロビンを進めてきた。このラウンドロビンの目的は、原子炉圧力容器の加圧熱衝撃時における破壊確率を評価するための信頼性の高い手法を確立すること、及び原子力安全にかかわる確率論的健全性評価手法について、アジア地域の研究機関における継続的な研究協力を維持することである。既に第1期のラウンドロビン解析に関する結果は2010年の本会議で報告された。今回は、ラウンドロビン解析の第2期計画として、原子炉圧力容器の冷却時及び低温過圧時に対する新しい問題を計画している。本報告においては、その問題の概要、目的及び解析内容を提案し、参加希望機関との議論に供する。

Benchmark analysis on PFM analysis codes for aged piping of nuclear power plants

伊藤 裕人*; Li, Y.*; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

Journal of Mechanical Science and Technology, 26(7), p.2055 - 2058, 2012/07

https://doi.org/10.1007/s12206-012-0514-4

経年を考慮した安全上重要な原子炉配管の構造健全性を評価する合理的な手法として、確率論的破壊力学(PFM)が注目されている。国内ではPFM解析手法に基づき、原子力機構ではPASCAL-SPコード、原子力安全基盤機構ではPRAISE-JNESコードがそれぞれ開発されている。本論文では、両コードの解析精度を確認するために、沸騰水型原子力発電所の再循環系配管における応力腐食割れ(SCC)を対象に、破損確率に関するベンチマーク解析を行った。その結果、地震荷重の大きさや非破壊検査の有無等にかかわらず、両コードの解析結果は、十分に一致することを確認した。

肉盛溶接クラッド部に着目した原子炉圧力容器の構造健全性評価

西川 弘之*; 小坂部 和也*; 後藤 伸寿*; 鈴木 広一*; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

みずほ情報総研技報(インターネット), 4(1), 5 Pages, 2012/03

http://www.mizuho-ir.co.jp/publication/giho/pdf/004_01.pdf

原子炉圧力容器の内表面には、耐食性向上のため厚さ5mm程度のステンレス鋼のクラッドが肉盛溶接されている。肉盛溶接により、容器内表面近傍には降伏応力に近い引張の溶接残留応力が生じる。しかし、現行の健全性評価に関する規程には、クラッドに関する記述がなされていない。このため、クラッドの残留応力が原子炉圧力容器の構造健全性に影響を評価した。すなわち、加圧熱衝撃時における原子炉圧力容器の健全性を適切に確認するため、クラッドの肉盛溶接を考慮したうえで溶接残留応力を把握し、健全性に及ぼす影響を定量的に評価した。本稿では、有限要素法による原子炉圧力容器内面クラッドの溶接残留応力解析手法及び仮想欠陥を考慮した破壊力学解析手法を紹介する。

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL3の使用手引き及び解析手法(受託研究)

眞崎 浩一; 西川 弘之*; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄

JAEA-Data/Code 2010-033, 350 Pages, 2011/03

JAEA-Data-Code-2010-033.pdf:5.32MB

軽水炉構造機器の高経年化評価に関する研究の一環として、平成8年度から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壊確率を解析するコードである確率論的破壊力学解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めてきた。平成18年に公開したPASCAL2では、内部欠陥の評価手法,PTSトランジェントデータベース,非破壊検査によるき裂検出確率モデル,圧力容器全体の破壊確率評価機能等を導入した。平成19年度以降、引き続き肉盛溶接クラッド部に着目して破壊力学解析機能等の追加・改良を実施し、PASCAL3として整備を完了した。また、開発当初より実施してきた機能改良や感度解析を通じて得られた知見を取りまとめて標準的な解析条件を設定するとともに、入出力データを取り扱うグラフィカルユーザーインターフェース(GUI)も整備した。本報告書は、PASCAL3の使用マニュアル,解析例及び解析理論をまとめたものである。

Effect of stress intensity factor estimation scheme on the failure probability of RPV during pressurized thermal shock

鬼沢 邦雄; 小坂部 和也

Proceedings of 2007 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference/8th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (PVP 2007/CREEP-8) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/07

加圧熱衝撃(PTS)事象の発生時には、原子炉圧力容器内面の肉盛溶接部は、溶接部と母材部との熱膨張係数の相違により高い引張応力を受けることに加えて応力の不連続を生じる。このような条件下での原子炉圧力容器の健全性評価を精度よく行うため、前報で新たに提案した、想定欠陥に対する応力拡大係数算出法を、確率論的破壊力学解析コードPASCALに導入した。精度の高いこの新たな応力拡大係数算出法を用いて、PTS時における表面き裂及び肉盛下き裂に対する条件付き裂進展確率を計算し、弾性応力解析に基づく従来法による結果との比較を行った。想定き裂の設定条件や数種類のPTS事象に対して、中性子照射量の関数としてき裂進展確率を定量的に評価した。また、新たな応力拡大係数算出法により、表面き裂の場合には従来法と比較してき裂進展確率が大幅に低減されることが示された。