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報告書

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。

論文

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL ver.2の開発

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.161 - 171, 2007/06

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(PFM Analysis Structual 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。これまでに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に基づく標準的解析手法を反映して、グラフィカルユーザーインターフェース(GUI)を含むPASCAL ver.2を開発した。PASCAL ver.2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精度の影響のほか、主な機能の検証解析結果について述べる。

論文

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

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。

報告書

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL2の使用手引き及び解析手法

小坂部 和也; 加藤 大輔*; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之

JAEA-Data/Code 2006-020, 371 Pages, 2006/09

JAEA-Data-Code-2006-020.pdf:11.17MB

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損確率を解析するコードである。既に公開されているPASCAL Version 1は、自動階層別モンテカルロ法,弾塑性破壊評価基準,半楕円き裂の詳細進展評価機能等に改良モデル等を導入していることが特徴である。平成14年度以降、経済産業省からの受託事業として、内部欠陥の評価手法の導入,破壊靱性評価手法の改良,応力拡大係数データベースの開発,トランジェントデータベースの整備,非破壊検査解析機能の改良等、解析機能や入出力機能の整備を実施した。そして、これら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解析手法を提案するとともに、この標準的解析手法を反映したPASCAL Version 2用のグラフィカルユーザーインターフェースを整備した。本報告書は、PASCAL Version 2の使用方法と解析理論及び手法をまとめたものである。

論文

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。

論文

温度上昇による残留応力の緩和と応力拡大係数への影響に関する解析

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.397 - 398, 2006/08

SCCや疲労き裂が残留応力場を進展するときの残留応力の影響評価は、通常、室温時の残留応力を用い、影響関数法による応力拡大係数を求めて行われる。しかし、室温から高温に温度上昇すると応力-歪関係が軟化し、残留応力分布が変化する。したがって、高温で運転される機器にあっては、運転温度での残留応力に基づく評価が必要である。本研究では、室温から高温に温度変化するときの残留応力分布の緩和と高温時の残留応力場での応力拡大係数とき裂進展挙動について炉心シュラウドモデルを対象に解析した。解析結果から、室温から288$$^{circ}$$Cに温度上昇すると残留応力のピークが顕著に低下し、応力拡大係数も約50%に低下する。さらに、高温時の残留応力分布を用いた場合、SCC進展寿命が最大4倍程度になることを明らかにした。

論文

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。

論文

Stress intensity factor estimation for embedded and a surface cracks in an RPV subjected to yielding of cladding

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; 田中 和久; 鈴木 雅秀

Proceedings of 2006 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2006)/International Council on Pressure Vessel Technology (ICPVT-11) (CD-ROM), 9 Pages, 2006/07

原子炉容器の健全性評価に適用される加圧熱衝撃等の熱流体トランジェントの下では、容器壁の母材が弾性範囲に留まる一方、内面冷却によりクラッドには降伏を超える高い熱応力が発生することがある。容器の健全性評価は、線形破壊力学に基づき、応力拡大係数(K値)を用いて行われるが、この荷重条件でのK値は有限要素法による解以外には得られていない。本研究では、クラッドの塑性崩壊条件に基づくK値簡易推定法を提案した。この推定法から得られたアンダークラッドき裂と表面き裂のK値について、既存の解と比較した結果良い一致が見られた。

論文

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。

論文

Developments of probabilistic fracture mechanics analysis codes for reactor pressure vessel and piping

鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀

Proceedings of 6th International Conference on the Integrity of Nuclear Components, p.230 - 238, 2006/04

確率的破壊力学解析(PFM)手法は、従来の決定論的手法と異なり合理的に材料特性,欠陥分布,検査精度などの不明確さを取り入れるために最近注目されている。このためJAEAでは、過渡荷重や地震荷重などの設計荷重条件下における原子炉圧力容器(RPV)や配管のPFM解析コードPASCALを開発している。原子炉圧力容器(RPV)に関しては、炉心領域で材料の中性子照射脆化を考慮して、加圧熱衝撃(PTS)などの過渡条件下における条件付きのき裂発生及び破壊確率を評価することができるPASCALコードを開発している。また、経年劣化及び地震ハザードを考慮して計算される地震応力を考慮できる配管信頼性解析コードを開発している。PASCAL-SC及びPASCAL-ECは、それぞれ応力腐食割れ及び流動加速腐食を考慮して、運転荷重及び地震荷重に対する破損確率を解析するものである。これらの解析コードの概要と幾つかの結果を紹介する。

報告書

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。

報告書

減肉配管構造信頼性解析コードPASCAL-ECの使用手引き

伊藤 裕人; 加藤 大輔*; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之

JAEA-Data/Code 2006-001, 33 Pages, 2006/02

JAEA-Data-Code-2006-001.pdf:1.33MB

軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、流動加速腐食(FAC)による減肉配管の破損に対する構造信頼性学解析コードであるPASCAL-EC(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Erosion Corrosion)を開発した。このコードは、炭素鋼配管がFACにより減肉した場合の破損確率をモンテカルロ法により評価するものである。PASCAL-ECは経年劣化事象として減肉を対象としており、近年の試験・研究結果を反映した最近の破壊判定法が盛り込まれている。本報告書は、PASCAL-ECの使用方法と解析理論及び手法をまとめたものである。

論文

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。

報告書

確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SC及びPASCAL-EQの使用手引き

伊藤 裕人*; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之*

JAERI-Data/Code 2005-007, 118 Pages, 2005/09

JAERI-Data-Code-2005-007.pdf:5.23MB

軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、確率論的破壊力学解析コードであるPASCAL-SC及びPASCAL-EQを開発した。これら両コードは、安全上重要な配管溶接部の破損確率をモンテカルロ法により評価するものである。PASCAL-SCは経年劣化事象として応力腐食割れ(SCC)を対象とし、またPASCAL-EQは地震荷重等による疲労き裂進展を対象としたコードである。これらのコードは、破壊力学の最新の知見や計算機性能向上を踏まえ、非定常な地震荷重によるき裂進展が評価可能であると同時に、応力拡大係数や破断判定法に最近の破壊力学的知見が盛り込まれている。また、GUIによる入力データ作成,解析(計算)実行,解析結果のグラフ描画が可能であり、操作性の向上も図られている。本報告書は、PASCAL-SC及びPASCAL-EQの使用方法と解析理論及び手法をまとめたものである。

論文

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。

論文

Importance of fracture criterion and crack tip material characterization in probabilistic fracture mechanics analysis of an RPV under a pressurized thermal shock

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 81(9), p.749 - 756, 2004/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:35.91(Engineering, Multidisciplinary)

PFMコードPASCALを使用し、原子炉容器の破損確率解析における破壊基準とき裂先端の破壊靱性評価の重要性について明らかにした。本論文では、PASCALに導入した弾塑性破壊評価基準並びに弾塑性破壊基準適用に際して必要な国産材及び米国材の標準J積分抵抗曲線データベースの作成について述べる。さらに、弾塑性破壊基準の効果に関するケーススタディを行った結果、弾塑性破壊基準及びき裂先端の破壊靱性評価方法は破損確率に顕著な影響を及ぼすことがわかった。

論文

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。

論文

Embedded crack treatments and fracture toughness evaluation methods in probabilistic fracture mechanics analysis code for the PTS analysis of RPV

鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀; 加藤 大輔*; Li, Y.*

RPV Integrity and Fracture Mechanics (PVP-Vol.481), p.11 - 17, 2004/07

原研では、原子炉圧力容器を対象として、確率論的破壊力学(PFM)解析に基づく構造健全性評価についての標準的手法に関する検討を進めている。本報では、PFM解析コードに導入した内部欠陥の取扱い方法及び破壊靱性評価法について検討した結果を述べる。原研でこれまで開発してきたPFM解析コードPASCALに、内部欠陥に対する日本機械学会維持規格の評価法及び電中研の応力拡大係数算出法を導入し、内部欠陥の進展及び破壊確率評価法の検討,表面欠陥との破壊確率の比較等を行った。この結果、加圧熱衝撃時には、内表面側き裂先端における破壊評価が最も重要であること,内部欠陥に対する破壊確率は表面欠陥の場合と比較して約1桁低いこと等が明らかとなった。破壊靱性評価法に関しては、マスターカーブ法及びORNLの統計モデルを導入し、従来の評価法と比較した結果、両者に大きな差は生じないことがわかった。

報告書

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。

論文

Study on flaw acceptance standard of ASME Code Sec.XI based on failure probability

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 関東 康祐*; 吉村 忍*

Pressure Vessel and Piping Codes and Standards (PVP-Vol.480), p.235 - 242, 2004/00

ASME Code Sec.XIでは、クラス1機器に対してプラント寿命期間を通して健全性が確保できる微小き裂のスクリーニング基準として評価不要欠陥が規定されている。一方、確率論的健全性評価の観点から、評価不要欠陥は、き裂形状によらず破損確率が一様になるように設定されているか、寿命中を通して十分低い破損確率が確保されているか等の疑問がある。さらに、破損確率に基づけばより合理的に評価不要欠陥が設定できる可能性がある。本研究では、Sec.XIに規定された容器の評価不要表面欠陥について、確率論的破壊力学コードPASCALを使用して加圧熱衝撃下における破損確率を種々のアスペクト比について行い、評価不要欠陥の破損確率に関する検討を行った。解析結果から、評価不要欠陥を有する原子炉容器の破損確率は、初期欠陥のアスペクト比に依存し、特に半円に近い欠陥の場合、表面からき裂が発生しやすくなるため、破損確率が高くなることがわかった。さらに、破損確率がアスペクト比に依存しないように評価不要欠陥の設定を試みた。

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