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論文

Influence evaluation of loading conditions during pressurized thermal shock transients based on thermal-hydraulics and structural analyses

勝山 仁哉; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.

Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12

加圧水型原子炉(PWR)における原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価において、加圧熱衝撃(PTS)事象時の荷重条件に影響する冷却水の熱水力挙動は重要な影響因子の1つである。機器の構成と寸法、運転員操作の時間が、冷却水の温度や流量、内圧等に大きく影響する。本研究では、運転員操作の時間がPTS事象中の熱水力挙動に及ぼす影響を調べるため、RPVや1次系及び2次系で構成された国内の代表的PWRプラントに対する解析モデルを整備し、システム解析コードRELAP5による熱水力解析を行った。日本と米国の規則に基づき、PTS事象が発生した後、日本の規則を参考に10分後、米国の規則を参考に30分後に、緊急炉心冷却系を止める運転員操作を想定した。その結果を用いて構造解析を行い、健全性評価における荷重条件評価も行った。以上の結果、運転員操作の時間の差異が熱水力挙動や荷重条件に大きな影響を及ぼし、日本の規則に従ったケースでは、米国のケースに比べてRPVの内圧が低下すること等を明らかにした。保守的な評価を行う観点から、米国の過渡事象は国内RPVの健全性評価に適用できることを示した。

論文

Development of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL Version 4 for reactor pressure vessels

Lu, K.; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宇野 隼平*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs) for structural integrity assessment of Japanese reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock transients. By reflecting the latest knowledge and findings, the PASCAL code has been continuously improved. In this paper, the development of PASCAL Version 4 (hereafter, PASCAL4) is described. Several analysis functions incorporated into PASCAL4 for evaluating the failure frequency of RPVs are introduced, for example, the evaluation function of confidence level of failure frequency considering epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions and KI calculation methods considering complicated stress distributions, and the recent Japanese irradiation embrittlement prediction method. Finally, using PASCAL4, a PFM analysis example for a Japanese model RPV is presented.

論文

Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code through benchmark analyses

Li, Y.; 宇野 隼平*; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Dickson, T.*; Kirk, M.*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 11 Pages, 2018/07

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed in Japan Atomic Energy Agency to evaluate failure probabilities and failure frequencies of Japanese reactor pressure vessels (RPVs) considering pressurized thermal shock (PTS) events and neutron irradiation embrittlement, based on Japanese methods and data. To verify PASCAL, we have been carrying out benchmark analyses with a PFM code FAVOR which has been developed in the United States and utilized in nuclear regulation. Through two year activities, the applicability of PASCAL in failure probability and failure frequency evaluation of Japanese RPVs was confirmed with great confidence. The analysis conditions and results are provided in this paper.

論文

Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL through benchmark analyses with FAVOR

Li, Y.; 宇野 隼平*; 勝山 仁哉; Dickson, T.*; Kirk, M.*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

Probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate failure frequencies of Japanese reactor pressure vessels (RPVs) during pressurized thermal shock (PTS) events base on Japanese data and Japanese methods published for or prescribed in the Japanese regulations and standards. To verify this code, benchmark analyses were carried out with FAVOR code which was developed in United States and has been utilized in nuclear regulation. Through the benchmark analyses, the applicability of PASCAL in failure frequency evaluation of Japanese RPVs was confirmed with great confidence. The outline of PASCAL, the benchmark analysis conditions and results are provided in this paper.

論文

Probabilistic fracture mechanics analysis models for Japanese reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; 宇野 隼平; Li, Y.

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

Probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed by Japan Atomic Energy Agency for structural integrity assessments of reactor pressure vessels (RPVs) by considering the inherent probabilistic distributions of various influence factors. For practical applications, several evaluation models are improved, and have been implemented into the current PASCAL code. In this paper, the improvements of PASCAL are introduced firstly, such as the evaluation method for underclad cracks, treatments of the complicated welding residual stress distribution, and evaluation models for the warm pre-stressing effect. In addition, the effects of these improvements on failure probability or failure frequency of RPVs are investigated by performing PFM analyses for domestic RPVs using PASCAL. From the analysis results, the effects of the improved evaluation models are discussed.

論文

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。

論文

Verification methodology and results of probabilistic fracture mechanics code PASCAL

眞崎 浩一; 宮本 裕平*; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

国内の原子炉圧力容器を対象とした加圧熱衝撃事象時の破損頻度評価を行うため、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCALが整備されている。一般的に、PFM解析コードは試験との比較等を通じた機能確認を行うことができないことから、その信頼性確認は困難である。本論文では、PFM解析コードの信頼性確認に係る方法を示すとともに、解析コードに含まれた確率変数、アルゴリズムや解析機能に関する検証を実施し、解析コードの有効性を明らかにした。

報告書

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。

論文

Loading condition evaluation for structural integrity assessment of RPV due to PTS event based on three-dimensional thermal-hydraulics and structural analyses

宇野 隼平; 勝山 仁哉; 渡辺 正*; Li, Y.

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07

加圧熱衝撃(PTS)事象中の加圧水型原子炉の原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価には、冷却水の熱履歴及び冷却水とRPVの間の熱伝達係数が重要な影響因子である。これらの値は、現状の評価方法では、一次元のPTS事象の熱水力(TH)シミュレーション及びJackson-Fewsterの相関式により決定されている。その後、得られた値を用いた構造解析を行うことで、RPVの構造健全性に関する荷重条件が評価される。近年では、RPVの構造健全性のより精度のよい評価手法として、3次元のTH及び構造解析が可能になってきた。本研究では、PTS事象時の構造健全性に必要となる荷重条件を評価するため、コールドレグ、ダウンカマー及びRPVを模擬した3次元モデルを用いたTH解析を実施した。また、この結果を使用し、肉盛溶接及び溶接後熱処理による残留応力を考慮することで、構造解析により荷重条件を評価した。これらの解析により、RPVの原子炉炉心領域における三次元的な荷重条件の分布及び履歴が得られた。そして、PTS事象における現行の評価手法による荷重条件との比較を行うことにより、現行の評価手法の保守性を議論した。

論文

Identification of deformed intruder states in semi-magic $$^{70}$$Ni

Chiara, C. J.*; Weisshaar, D.*; Janssens, R. V. F.*; 角田 佑介*; 大塚 孝治*; Harker, J. L.*; Walters, W. B.*; Recchia, F.*; Albers, M.*; Alcorta, M.*; et al.

Physical Review C, 91(4), p.044309_1 - 044309_10, 2015/04

 被引用回数:22 パーセンタイル:7.02(Physics, Nuclear)

アルゴンヌ国立研究所にて中性子過剰核$$^{70}$$Niを$$^{70}$$Znの多核子移行反応によって生成し、$$gamma$$線検出器GRETINAを用いて$$gamma$$線分光を行った。その結果、$$2^+_2$$, $$4^+_2$$準位を初めて観測した。これらの準位は小さな模型空間を採用した殻模型計算では再現されないため、陽子の$$f_{7/2}$$軌道からの励起を伴った大きな変形状態であると考えられる。本論文の理論グループが2014年に発表した大規模殻模型計算によって$$^{70}$$Niの励起状態を解析した結果、これらの状態は大きなプロレート変形を持つ状態とよく対応することがわかった。この結果は、中性子過剰ニッケル同位体における変形共存が$$^{68}$$Ni以外にも存在することを実証するとともに、中性子過剰核における大規模殻模型計算の予言能力を確かめるものである。

口頭

原子炉圧力容器の健全性評価手法の高度化について

宇野 隼平; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 小坂部 和也*; Li, Y.

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要な機器であり、その構造健全性の確保は原子力発電所の安全な長期供用を維持するために最重要である。原子力機構は、このRPVの構造健全性評価手法の高度化について研究を進めており、健全性評価において想定すべき荷重条件、き裂伝播停止靱性、炉心領域部以外の部位に対する評価法の調査、さらに供用状態C及びDにおける炉心領域部の健全性評価に対する確率論的評価手法の適用性の確認及び標準化に向けた検討を行っている。本稿では、これらの調査研究について平成26年度までに得られた成果の概要を示す。

口頭

原子炉圧力容器の健全性評価に係る解析手法の高度化

勝山 仁哉; 宇野 隼平; Li, Y.

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)は圧力バウンダリを構成する機器の1つであり、健全性確保が重要である。現行のRPVに対する健全性評価方法は、日本電気協会規程に準拠しているが、それには、加圧熱衝撃(PTS)事象の評価等、約20年前に策定された内容も含まれており、技術的進歩や現実の運転年数の増加を踏まえ、十分に適切な内容であることを確認する必要がある。また、炉心損傷頻度等の合理的な数値指標を適切に設定し、長期供用に対する安全水準の維持を図るため、近年欧米で導入が進んでいる炉心損傷頻度を算出可能な確率論的評価体系を整備することも重要課題である。本発表では、最新の解析技術を用いたPTS時の荷重条件解析や確率論的破壊力学(PFM)に基づく評価手法の整備に関する成果を示す。

口頭

原子炉圧力容器に対する確率論的破壊力学の適用性向上,3; 確率論的破壊力学解析コードPASCALの検証のためのベンチマーク解析

眞崎 浩一; 宇野 隼平*; 勝山 仁哉; Li, Y.

no journal, , 

国内において確率論的破壊力学(PFM)の適用性向上を図るためには、破損頻度の算出に用いられるPFM解析コードの検証が不可欠である。われわれは、原子力機構が整備を進めている原子炉圧力容器(RPV)に対するPFM解析コードPASCALに対する検証の一環として、PASCALに導入した機能の検証を行うとともに、米国のPFM解析コードFAVORとのベンチマーク解析を実施した。PASCALに整備した個々の機能検証、及びPASCALとFAVORのベンチマーク解析を通じて、PASCALの信頼性を検証し、実用性の向上を図った。

口頭

原子炉圧力容器に対する確率論的破壊力学の適用性向上,1; 原子炉圧力容器の破損頻度算出のための標準的解析要領及び国内モデルデータ

Li, Y.; 勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)を対象とした確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象に関連する様々な因子の確率分布を考慮してRPVの破損頻度を計算できる合理的な手法である。われわれは、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、解析者がそれを参照することで、RPVに対するPFM解析を行い、亀裂貫通頻度を算出できるよう、標準的解析要領及び国内モデルデータを整備した。これにより、破壊力学に関する知識を有する解析者がこれを参照することにより、RPVの破損頻度を算出できるようになった。本報では、標準的解析要領及び国内モデルデータの概要、並びにその技術的根拠を発表する。

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