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成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12
被引用回数：1 パーセンタイル：68.31(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.
Lu, K.; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104706_1 - 104706_13, 2022/10
被引用回数：3 パーセンタイル：58.29(Engineering, Multidisciplinary)A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed in Japan for probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. To strengthen the practical applications of PFM methodology in Japan, PASCAL has been upgraded to a new version, PASCAL5, which enables PFM analyses of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients, including PTS and normal operational transients. In this paper, the recent improvements in PASCAL5 are described such as the incorporated stress intensity factor solutions and corresponding calculation methods for external surface cracks and embedded cracks near the RPV outer surface. In addition, the analysis conditions and evaluation models recommended for PFM analyses of Japanese RPVs in BWRs are investigated. Finally, PFM analysis examples for core region of a Japanese BWR-type model RPV subjected to two transients (i.e., low-temperature over pressure and heat-up transients) are presented using PASCAL5.
岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07
The crack arrest fracture toughness, K
, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T
, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T
, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T
, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K data. The K curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.3
10
n/cm
(E 
1 MeV) was compared with a K
curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K curve was always lower than the 1%ile curve of K for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K using K curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.
廣田 貴俊*; 名越 康人*; 北条 公伸*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 勝山 仁哉; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 大畑 充*; et al.
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07
In order to establish a guideline for fracture evaluation by considering plastic constraint in the ductile-brittle transition temperature (DBTT) region, the CAF (Constraint-Based Assessment of Fracture in Ductile-Brittle Transition Temperature Region) subcommittee has been launched in 2018 in the Japan Welding Engineering Society. In the committee, fracture tests are conducted using C(T), SE(B), and 50mm-thick flat plate with a surface flaw subjected to bending load or tensile load to verify fracture evaluation methods. Since simulation results are easily affected by analysis conditions, benchmark analysis is essential for the potential users of the guideline. Therefore, benchmark analyses are executed on brittle and ductile damages by Beremin and Gurson-Tvergaard-Needleman (GTN) models implemented in the finite element (FE) codes. The benchmark analyses are carried out in four steps; Step 0 is to confirm the output of FE codes in each member with the same input data and the same FE model. Step 1 is to confirm the result of Weibull stress analysis for C(T) specimens tested at -125
C. The Weibull parameter, m, was fixed in this step. At step 2, sensitivity analyses are conducted on Weibull stresses in different conditions. The outputs by the GTN model are also confirmed. At the final step, the fracture simulation will be run for flat plate specimens with less plastic constraint than the standard fracture toughness specimen. As the results of the benchmark analyses up to step 2, a significant difference is not observed in the Weibull stress computed by committee members with the same input data and FE model and it is confirmed that the effects of element type, nonlinear deformation theory employed in FE analysis. For the calculation of the Weibull parameter m by using the fracture toughness test results and the developed programs by committee members, the converged values of m show good agreement among them.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*
Journal of Pressure Vessel Technology, 143(2), p.021505_1 - 021505_8, 2021/04
被引用回数：1 パーセンタイル：10.06(Engineering, Mechanical)Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered to be a promising methodology in structural integrity assessments of pressure-boundary components in nuclear power plants since it can rationally represent the inherent probabilistic distributions for influence parameters without over-conservativeness. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 which enables the failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analysis for a Japanese model RPV in a pressurized water reactor (PWR) was conducted using PASCAL4, and the effects of nondestructive examination (NDE) and neutron flux reduction on failure frequencies of the RPV were quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for probabilistic integrity assessments of embrittled RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.
永瀬 文久; 成川 隆文; 天谷 政樹
JAEA-Review 2020-076, 129 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-076.pdf:3.9MB
軽水炉においては、冷却系配管破断等による冷却材喪失事故(LOCA)時にも炉心の冷却可能な形状を維持し放射性核分裂生成物の周辺への放出を抑制するために、非常用炉心冷却系(ECCS)が設置されている。ECCSの設計上の機能及び性能を評価し、評価結果が十分な安全余裕を有することを確認するために、「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」が定められている。同指針に規定されている基準は1975年に定められた後、1981年に当時の最新知見を参考に見直しが行われている。その後、軽水炉においては燃料の高燃焼度化及びそれに必要な被覆管材料の改良や設計変更が進められたが、それに対応した指針の見直しは行われていない。一方、高燃焼度燃料のLOCA時挙動や高燃焼度燃料への現行指針の適用性に関する多くの技術的な知見が取得されてきている。本報告においては、我が国における指針の制定経緯及び技術的根拠を確認しつつ、国内外におけるLOCA時燃料挙動に係る最新の技術的知見を取りまとめる。また、同指針を高燃焼度燃料に適用することの妥当性に関する見解を述べる。
and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05
被引用回数：3 パーセンタイル：34.82(Nuclear Science & Technology)This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.
朝比奈 大輔*; 青柳 和平; Kim, K.*; Birkholzer, J.*; Birkholzer, J. T.*; Bolander, J. E.*
Computers and Geotechnics, 81, p.195 - 206, 2017/01
被引用回数：33 パーセンタイル：82.31(Computer Science, Interdisciplinary Applications)This study involves the development of the auxiliary stress approach for producing elastically-homogeneous lattice models of damage in geomaterials. The lattice models are based on random, three-dimensional assemblages of rigid-body-spring elements. Unlike conventional lattice or particle models, the elastic constants of a material (e.g., Young's modulus and Poisson's ratio) are represented properly in both global and local senses, without any need for calibration. The proposed approach is demonstrated and validated through analyses of homogeneous and heterogeneous systems under uni- and tri-axial loading conditions. Comparisons are made with analytical solutions and finite element results. Thereafter, the model is used to simulate a series of standard laboratory tests: (a) split-cylinder tests, and (b) uniaxial compressive tests of sedimentary rocks at the Horonobe Underground Research Laboratory in Hokkaido, Japan. Model inputs are based on physical quantities measured in the experiments. The simulation results agree well with the experimental results in terms of pre-peak stress-strain/displacement responses, strength measurements, and failure patterns.
永瀬 文久; 更田 豊志
NUREG/CP-0192, p.197 - 230, 2005/10
LOCAに関する日本の安全基準は、事故条件を模擬した試験により決められた急冷時燃料棒破断限界に基づいている。このため、原研はLOCA条件を模擬した総合的な急冷実験を行い、高燃焼度燃料の破断限界を評価している。水素を添加した未照射被覆管やPWRにおいて39あるいは44GWd/tまで照射した高燃焼度燃料被覆管を用いた試験をこれまでに行った。破断限界は基本的に酸化量に依存し、初期水素濃度と急冷時の軸方向拘束力に伴い低下することが明らかになった。また、試験対象とした高燃焼度燃料被覆管の破断限界は、同等の水素濃度を有する未照射被覆管の破断限界とほぼ同等であることも明らかになった。
塙 悟史; 石原 正博; 本橋 嘉信*
材料, 54(2), p.201 - 206, 2005/02
セラミックス構造材の強度評価の観点から、構造物の応力状態である多軸応力場の破壊挙動を的確に予測することは、構造物の信頼性を高めるうえで重要である。セラミックスである黒鉛材料は、結晶粒径や材料中に存在する気孔サイズ及び気孔率等の微細構造により強度が左右されることが知られているが、多軸応力状態における強度と微細構造の相関について言及された研究はない。そこで本研究では、黒鉛材料を対象に材料の結晶粒径や気孔サイズの微細構造を考慮した、多軸引張応力下における破壊モデルを提案するとともに、提案したモデルを検証するために実測値との比較を行った。なお、提案モデルの検証には、二種類の黒鉛材料(IG-110黒鉛,PGX黒鉛)の実測値を用いた。提案モデルによる予測値と実測値を比較した結果、予測値は実測値に対して平均強度のみならず強度分布もよく一致し、またそれらはWeibull分布に比較的よくあてはまることが明らかとなった。さらに、提案モデルを用いた解析的検討により、強度の多軸応力状態における低下挙動は材料の微細構造や体積に依存しないことが予測された。
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.103 - 112, 2004/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.98(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mmの鋼製圧力容器である。HTTRの原子炉圧力容器の通常運転時温度は約400Cであるため、軽水炉圧力容器用合金鋼よりもクリープ強度に優れた2 1/4Cr-1Mo鋼が、原子炉圧力容器用材料として、日本で初めて採用されている。この温度では、鋼材の熱脆化が問題となるため、独自に高温ガス炉仕様を定め、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量化学成分を制限している。本論文は、HTTRの原子炉圧力容器の設計(特に、材料),製作,試験,供用期間中検査等についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Elevated Temperature Design and Analysis, Nonlinear Analysis, and Plastic Components, 2004 (PVP-Vol.472), p.39 - 44, 2004/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mm(胴部)160mm(上鏡)の縦置円筒型圧力容器である。HTTRの原子炉入口冷却材温度は軽水炉よりも高温となるため、原子炉圧力容器材料として、2 1/4Cr-1Mo鋼が選ばれている。原子炉圧力容器の照射量は、110
n/cm(E1MeV)以下と予測されているため、照射脆化は無視できるが、熱脆化について考慮する必要がある。HTTRでは、原子炉圧力容器の脆化低減対策として、J-factor及びX-barの脆化パラメーターを用いて、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量不純物成分を制限している。本報は、HTTR原子炉圧力容器の設計,製造,供用期間中検査技術等についてまとめたものである。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
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。
5 (012) symmetrical tilt grain boundary; A First-principles study山口 正剛; 志賀 基之; 蕪木 英雄
Journal of Physics; Condensed Matter, 16(23), p.3933 - 3956, 2004/06
被引用回数：89 パーセンタイル：92.91(Physics, Condensed Matter)ニッケル金属の5(012)対称傾角粒界中の非遷移元素がもたらす脆化効果について、WIEN2kコードを用いた第一原理計算による研究を行った。まず溶質元素(非遷移元素)がある場合とない場合における粒界/表面構造について、力を最小にするように原子を動かし安定な構造を求めた。次に置換サイトと格子間サイトも含めて、粒界/表面/bulkサイトにおける溶質元素の結合エネルギーを、
Hから
Rn間にあるすべての非遷移元素について計算した。そして、粒界/表面偏析エネルギーは、粒界/表面サイトにおける結合エネルギーとバルク内部におけるそれとの差から求め、Rice-Wangモデルに基づく脆化能エネルギー(embrittling potency energy)は、偏析エネルギーの粒界と表面での差から求めた。計算の結果、ほとんどの非遷移元素は負の粒界/表面偏析エネルギーを示した。それは粒界/表面がバルク内部よりも非遷移元素にとって安定であることを意味する。また、脆化能エネルギーはほとんどの元素で正となった(脆化がもたらされる)が、Be, B, C, Siで大きな負の値となり、これらの一部の元素は粒界を強化する可能性があることが示された。さらに、計算結果はさまざまな実験事実と矛盾しないことが示された。
塙 悟史; 石原 正博; 柴田 大受
Transactions of 17th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-17) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/08
工学的観点からより現実的な破壊モデルを黒鉛構造物の設計法に応用することが重要と考えられる。そこで、微細構造を考慮できる脆性破壊モデルの多軸破壊への応用性を検討した。脆性破壊モデルは、結晶粒の大きさのみならず気孔の大きさも扱うことができ、黒鉛結晶の異方性を考慮して確率論的に強度予測するものである。本研究では、脆性破壊モデルを多軸強度予測モデルに拡張し、準等方性黒鉛の強度予測を試みるとともに、内圧と軸荷重負荷による2軸強度データと比較検討した。検討の結果、2軸強度の実測データに対して本モデルによる予測結果は、平均強度のみならず強度分布についても良い予測結果が得られることが明らかとなり、本脆性破壊モデルのより現実的な設計手法としての応用性を示した。
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04
安全上重要な構造機器の信頼性評価やリスク管理において、確率論的破壊力学(PFM)解析手法の適用が検討されている。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解析コードとして、PFMに基づくPASCALコードを開発している。本報告では、典型的な3ループ型PWRを対象として、4ケースのPTS事象についての熱応力解析結果を基に、非破壊検査,破壊靭性曲線,き裂形状等の重要な因子に着目して、PASCALを用いてPFM解析を実施した。解析結果から、PTS時における原子炉圧力容器の破壊確率に対して、非破壊検査の影響は最も大きく影響し、精度の高い検査を行うことにより、破壊確率は検査をしない場合より3桁以上低下することが分かった。また、我が国の脆化予測式及び破壊靭性曲線を適用することにより、米国の手法と比較して破壊確率が減少すること、及びき裂形状を半楕円き裂としてき裂進展解析を行うことにより、従来の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。
石井 敏満; 大岡 紀一; 星屋 泰二; 小林 英男*; 齋藤 順市; 新見 素二; 辻 宏和
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.240 - 244, 2002/12
被引用回数：3 パーセンタイル：23.39(Materials Science, Multidisciplinary)軽水炉や核融合炉などの構造材料の照射脆化を超音波法で非破壊的に評価する試験技術の開発を進めている。本研究では、原子炉圧力容器用A533B-1鋼材,不純物Pの含有量を低く調整したA533B-1鋼材及びサブマージマーク溶接部から製作した衝撃試験片をJMTRにおいて523K又は563Kで中性子照射した後、遠隔操作による超音波測定を行い、試験片中を伝わる超音波の音速及び減衰率を求めた。その結果、照射材では、未照射材に比べて横波,縦波ともに音速が低下し、縦波の減衰率は上昇する傾向があることがわかった。音速の低下は、中性子照射による鋼材の剛性率及びヤング率の低下に起因することが推測される。また、シャルピー吸収エネルギーの41Jレベル遷移温度シフト量の照射に伴う増加に対して、超音波の音速は低下し、減衰率は上昇する特性があることを見いだした。
石原 正博; 高橋 常夫*
材料, 51(4), p.425 - 430, 2002/04
本論文においては、気孔とき裂の相互作用を考慮した脆性破壊モデルを提案している。提案モデルは、黒鉛材料の引張強度を予測することが可能で、気孔を初期き裂として仮定して、き裂を破壊力学と確率論的に扱っている。強度試験データと提案モデルを用いた予測値との比較検討により、提案モデルは平均引張強度のみならず強度分布もかなりよく一致し、提案モデルの妥当性を確認した。さらに、解析的検討により、気孔サイズが大きく気孔率の高い黒鉛ほど気孔とき裂の相互作用効果が大きいことを明らかとした。また、提案モデルを用いた強度の粒径依存性の予測値は、いろいろなセラミックスで得られている挙動とほぼ同じ挙動を示した。
飛田 徹; 鈴木 雅秀; 岩瀬 彰宏; 相澤 一也
Journal of Nuclear Materials, 299(3), p.267 - 270, 2001/12
被引用回数：19 パーセンタイル：84.88(Materials Science, Multidisciplinary)軽水炉圧力容器鋼の照射脆化には、高速中性子のみならず熱中性子や
線の寄与も含まれるが、線の寄与に関する定量的な把握はなされていない。圧力容器位置での線によるはじき出し損傷量(dpa)は高速中性子の数%にすぎないが、損傷メカニズムの違いから照射脆化に与える影響は実質的にはもっと大きくなる可能性が指摘されている。本研究ではFe-Cuモデル合金を用い、線による照射を模擬した電子線照射試験を行うことにより線の影響を定量的に評価した。その結果、電子線と原子炉を用いた中性子照射による照射脆化はほとんど差がなく、dpaがよい指標となることが明らかになった。
