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Yuan, X.*; Hu, Q. H.*; Fang, X.*; Wang, Q. M.*; Ma, Y.*; 舘 幸男
Sedimentary Geology, 465, p.106633_1 - 106633_14, 2024/05
Archie's cementation factor, m, is a critical parameter for petrophysical studies, and the value is influenced by several factors such as the shape, type, and size of grains, degrees of diagenesis, and associated pore structure. Using integrated experimental and theoretical approaches, the goal of this study is to obtain the cementation factor of rocks (both reservoir rock and caprock) and assess the impact of diagenesis processes on the values of the cementation factor. Thirteen samples of geologically diverse rocks (six mudstones, four fossiliferous limestones, two marbles, and one sandstone) were selected to achieve these research objectives. Two approaches, the diffusion of gas tracers and the Bosanquet formula calculation using pore-throat sizes from mercury intrusion porosimetry analyses, were used to derive the cementation factors of these rock samples. These rocks were categorized into two groups based on the correlation between average pore-throat diameter and diffusivity, and an exponential-law relationship between the cementation factor and porosity was determined for these sample groups. In addition, thin-section petrography and field emission-scanning electron microscopy observations were utilized to investigate diagenetic processes, with four diagenetic patterns being established: (1) strong compaction, strong cementation, and weak dissolution-diagenesis pattern; (2) weak compaction, medium cementation, and weak dissolution-diagenesis pattern; (3) weak compaction, medium cementation, and strong dissolution-diagenesis pattern; and (4) fracture-matrix pattern. The results indicated that diagenetic processes and microfractures contribute to the variability in the cementation factors in these rock samples.
成川 隆文; 濱口 修輔*; 高田 孝*; 宇田川 豊
Nuclear Engineering and Design, 411, p.112443_1 - 112443_12, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)For realizing a highly reliable fracture limit evaluation of fuel cladding tubes during loss-of-coolant accidents (LOCAs) in light-water reactors, we developed a method to quantify the fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes. This method employs a hierarchical Bayesian model that can quantify uncertainty even with limited experimental data. The fracture limit uncertainty was quantified as a probability using the amount of oxidation (Equivalent cladding reacted: ECR) and the initial hydrogen concentration (the hydrogen concentration in the fuel cladding tubes before the LOCA-simulated tests) as explanatory variables. We divided the regression coefficients of this model into a hierarchical structure with an overall average term common to all types of fuel cladding tubes and a term representing differences among various types of fuel cladding tubes. This hierarchical structure enabled us to quantify the fracture limit uncertainty through the effective use of prior knowledge and data, even for high-burnup advanced fuel cladding tubes with a small number of data points. The fracture limits representing a 5% fracture probability with 95% confidence of the high-burnup advanced fuel cladding tubes evaluated by the hierarchical Bayesian model were higher than 15% ECR for the initial hydrogen concentrations of up to 700-900 wtppm and restraint loads below 535 N. These fracture limits were comparable to the limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube, indicating that the burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly lower the fracture limit of fuel cladding tubes. Further, we proposed a method to reduce the fracture limit uncertainty by using non-binary data, instead of the binary data, depending on the condition of the fuel cladding tube specimens after performing the LOCA-simulated test, thereby increasing the amount of information in the data.
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, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08
被引用回数：3 パーセンタイル：95.99(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of 
5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.
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
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.
sp
HRL澤田 淳; 坂本 和彦*; 綿引 孝宜*; 今井 久*
SKB P-17-06, 154 Pages, 2023/08
An aim of Task 8, which was 8th modeling task of the SKB Task Forces on Groundwater Flow and Transport of Solutes, was to improve the knowledge of the bedrock-bentonite interface with regard to groundwater flow, mainly based on a set of data obtained by Bentonite Rock Interaction Experiment (BRIE) at sp. JAEA had developed an approach to Task 8 assuming that the discrete features dominate the delivery of groundwater to the bentonite columns emplaced into the vertically drilled boreholes from TASO tunnel floor, resulting in heterogeneous bentonite wetting behavior. This assumption was implemented as a FracMan Discrete Fracture Network (DFN) model for groundwater flow. Due to the assumption, no permeable rock matrix was implemented. The variability and uncertainty of this stochastic "HydroDFN" model was constrained by conditioning the model to match measured fracture location and orientation, and specific capacity (transmissivity) data observed at five probe boreholes. Groundwater from the HydroDFN being delivered to the bentonite columns, was modeled using Thames code with implementing a specific feature at the interface between the fractured rock mass and the bentonite. This modeling approach and the assumption of fracture dominated bentonite wetting appears to be able to provide a reasonable approximation to the observed heterogeneous bentonite wetting behavior of BRIE. We would suggest that a systematic investigation at pilot holes, including both geological mapping of the fractures and also testing of the hydraulic properties, might be required to get more practical prediction of heterogeneous wetting behavior in bentonite, as observed in BRIE.
成川 隆文; 濱口 修輔*; 高田 孝*; 宇田川 豊
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2022 (ASRAM 2022) (Internet), 11 Pages, 2022/12
To realize a more reliable safety evaluation of loss-of-coolant accidents (LOCAs) in light-water-reactors, we developed a quantification method of the fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes using a hierarchical Bayes model that can quantify uncertainty even when experimental data are limited. The fracture limit uncertainty was quantified as a probability using the amount of oxidation and the initial hydrogen concentration (the hydrogen concentration in fuel cladding tubes before the LOCA-simulated tests) as explanatory variables. The hierarchical Bayes model was developed by dividing the regression coefficients into a hierarchical structure with an overall average term common to all types of fuel cladding tubes and a term representing differences between types of fuel cladding tubes. Using the developed model, we showed that the fracture limits of the high-burnup advanced fuel cladding tubes tended to be on average equal to or higher than that of an unirradiated conventional fuel cladding tube. Further, we proposed a method to reduce the fracture limit uncertainty by using non-binary data depending on the condition of the fuel cladding tube specimens after the LOCA-simulated test instead of the binary data, thereby increasing the amount of information in each data.
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：60.63(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.
鐵 桂一*; 高山 裕介; 澤田 淳
JAEA-Research 2022-005, 84 Pages, 2022/08
JAEA-Research-2022-005.pdf:10.32MB
JAEA-Research-2022-005-appendix(CD-ROM).zip:35.68MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分における安全性の評価として、核種移行の評価が行われている。亀裂性岩盤を対象とした核種移行評価では、亀裂を平行平板で近似した解析モデルが主に使われている。しかし実際の岩盤中の亀裂は平行平板とは異なり、亀裂表面の粗さや亀裂内の充填物等の存在などの複雑な形状を呈している。このように不均質な形状を持つ亀裂を平行平板のモデルに近似するにあたり、透水量係数や亀裂開口幅などのパラメータ値をどのように設定するかが課題となっている。このような課題の解決策のひとつとして、実際の岩盤中の亀裂の幾何学的な特徴を調査することが挙げられる。本研究では、交差亀裂を含む亀裂の幾何学的な特徴の理解を目的とし、天然の交差亀裂を有する50cmスケールの花崗閃緑岩に対して平面研削する手法を用い、内部の亀裂形状を詳細に測定した。これより亀裂の亀裂幅(亀裂内の充填物を含む亀裂表面間の距離)、亀裂開口幅(亀裂内の充填物を含まない空隙のみの幅)、亀裂表面の形状(亀裂幅と亀裂幅の位置座標より算出した亀裂表面の位置座標)を取得した。また得られたデータより、亀裂幅の平均値や亀裂表面の粗さ、亀裂開口幅の分布などの特性を評価した。その結果、亀裂交差部近傍の亀裂の一つが、亀裂交差部を含む他の亀裂部に比べ亀裂幅、亀裂開口幅が特に大きいことが確認できた。これらのことから、本研究で用いた岩体試料では、最も透水性の高い透水経路は亀裂交差部そのものではなく、亀裂交差部近傍の亀裂開口幅が特に大きい特定の亀裂であると推測した。
笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*
Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 8 Pages, 2022/07
破壊制御を利用して、設計想定を超える事象によって破損が生じた場合に、その拡大を抑制する技術の開発を進めている。開発課題として、(1)超高温時の破損拡大抑制技術、(2)課題地震時の破損拡大抑制技術、(3)原子炉構造レジリエンス向上手法の3つの計画を立てた。
Soler, J. M.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; Svensson, U.*; Iraola, A.*; Ebrahimi, K.*; Trinchero, P.*; Molinero, J.*; et al.
Nuclear Technology, 208(6), p.1059 - 1073, 2022/06
被引用回数：4 パーセンタイル：45.99(Nuclear Science & Technology)SKBタスクフォースは、亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関する国際フォーラムである。WPDE試験はフィンランドのオンカロ地下施設において実施された片麻岩中のマトリクス拡散試験である。複数の非収着性及び収着性のトレーサーを含む模擬地下水が試錐孔の試験区間に沿って注入された。タスク9Aは、WPDE試験で得られたトレーサー破過曲線に対する予測モデリングを行うことを目的とした。複数のチームが本タスクに参加し、異なるモデル化手法とコードを用いた予測解析を行った。この予測解析の重要な結論は、試錐孔の開口部における地下水流動に関連する分散パラメータにモデル化結果が大きく影響されることである。マトリクス拡散及び収着に関連する破過曲線のテール部に着目すると、異なるチーム間の解析結果の差異は相対的に小さい結果となった。
Park, Y.-J.*; 澤田 淳; 小堤 健紀*; 田中 達也*; 橋本 秀爾*; 森田 豊*
Proceedings of 3rd International Conference on Discrete Fracture Network Engineering (DFNE 2022) (Internet), 8 Pages, 2022/00
高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全評価には地層中の長期にわたる地下水流動と核種移行プロセスの把握が求められる。沿岸部地下環境において、地下水流動は海水起源の塩水と陸水起源の淡水の密度差による複雑な相互作用の影響を受ける。加えて、数百万年の長期においては、海進・海退に伴う海水準変動の影響を受ける。本研究では、そのような沿岸域における亀裂性の結晶質岩を対象とした処分場の地下水流動と核種移行を評価するため、塩分濃度と地下水流速などの地下水環境の長期的な変遷を評価するための広域スケールとブロックスケールを組み合わせた評価フレームを構築した。
成川 隆文
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(11), p.780 - 785, 2021/11
冷却材喪失事故時の軽水炉燃料被覆管の破断限界評価の信頼性向上を目指した原子力機構の取り組みとして、ベイズ統計手法による不確かさの定量化手法の開発、並びに燃焼の進展及び被覆管材質の変更の影響評価に関する研究を紹介する。
sp
Hard Rock Laboratory in Sweden舘 幸男; 伊藤 剛志*; Gylling, B.*
Water Resources Research, 57(11), p.e2020WR029335_1 - e2020WR029335_20, 2021/11
被引用回数：2 パーセンタイル：18.22(Environmental Sciences)本論文では、エスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)のデータセットを用いて、収着及び拡散パラメータを実験室から原位置条件へと条件変換する手法を構築した。亀裂表面と岩石マトリクスの表面近傍の不均質性は、表面近傍での高い間隙率,拡散及び収着特性と、その段階的な変化を仮定した概念モデルによって評価された。非収着性のCl-36と低収着性のNa-22のモデル化結果によって、表面近傍の5mmの擾乱領域における間隙率と拡散係数の変化を考慮した概念モデルの妥当性が確認された。また、これらの陽イオンと陰イオンの拡散係数は、典型的な陽イオン加速と陰イオン排除の傾向を示した。一方で、収着メカニズムの異なる高収着性トレーサー(Cs-137, Ra-226, Ni-63, Np-237)のモデル化結果から、粒径サイズと収着分配係数との相関関係と、その表面近傍の擾乱との関係から条件変換する手法の有効性が確認された。
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：10.51(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.
鎌田 健人*; 奈良 禎太*; 松井 裕哉; 尾崎 裕介
第15回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(インターネット), p.205 - 209, 2021/01
放射性廃棄物処分のようなプロジェクトを考える場合には、岩盤が有する物質の閉じ込め性能を評価することが重要であり、それに関して、岩盤内のき裂が透水性に及ぼす影響を調べることが必要不可欠である。しかし、き裂を含む泥岩の透水性の変化については未だ十分に研究されていない。そこで本研究では、北海道幌延地域に分布する泥岩の円柱形供試体に巨視き裂を導入し、透水性への影響を調べた。まず、圧裂引張試験によりき裂を導入した供試体に対して変水位透水試験を行い、透水係数を測定した。その後、トランジェントパルス法により測定したインタクトな供試体の透水係数と比較した。その結果、き裂導入により1オーダー程度の透水係数の上昇が確認された。本研究の結果から得られた透水係数の上昇の程度は、花崗岩や玄武岩などを用いた先行研究と比較すると小さい値であった。
林 真琴*; 菖蒲 敬久
Residual Stress, p.100 - 132, 2021/00
構造材料は使用中に疲労破壊したり、応力腐食割れを発生することがある。その原因の1つに構造材料の製造過程における熱処理や加工により発生する残留応力がある。その残留応力を測定する手法にはさまざまなものがある。本書では実験室X線や放射光X線、中性子に始まり、超音波や磁気的な手法による測定技術を紹介する。加えて、各種材料における加工や溶接による残留応力の測定例、実機における測定例、残留応力の静的および繰返し荷重による変化挙動、さらにはその変化挙動に基づく疲労余寿命の評価手法などを概説する。
尾崎 裕介; 石井 英一; 菅原 健太郎*
Extended abstract of International Conference on Coupled Processes in Fractured Geological Media; Observation, Modeling, and Application (CouFrac 2020) (Internet), 4 Pages, 2020/11
本研究では、幌延深地層研究センター周辺の地下深部に存在が推定されている低透水性領域の存在の検証を目的として、坑道掘削に伴うHDB-6号孔の水圧変動の再現解析を行った。地下深部では亀裂の水理的連結性が乏しいために健岩部相当の透水性が推定されている一方で、浅部においては水理学的亀裂の連結性が高いため透水性が健岩部よりも高い水理地質構造が推定されている。水理-力学連成挙動を考慮したシミュレーションを実施したところ、観測されている水圧データには水理-力学連成挙動の影響であるMandel-Cryer効果の影響を受けていること、この効果が数年単位で継続するためには深部の透水性が健岩部相当に低いことが必要であることが確認された。これらの結果より、数値シミュレーションにより、既往研究により存在が予測されていた地下深部における健岩部相当の低透水領域の存在が検証された。
五十嵐 寛
JAEA-Review 2020-006, 261 Pages, 2020/09
JAEA-Review-2020-006.pdf:4.42MB
本調査報告では、公開情報を対象に我が国の地層処分研究開発第2次取りまとめ(H12レポート)以降の諸外国の包括的性能評価報告書を中心として、ソースタームとしての核種溶出モデルにおけるガラス固化体の割れによる表面積増加比の設定値及びその根拠・背景の視点から調査した。また、海外の知見を参考に表面積増加に関する試験の日本の報告例に対する評価を試行した。調査文献から得られた知見に基づき、ガラス固化体の直径、ガラス固化体製造時の冷却条件、ガラス固化体への衝撃、地層処分場閉鎖後の水との接触等の環境条件等が、割れによる表面積増加比(又は割れ係数)に及ぼす影響について検討した。多くの国において、ガラス固化体の割れの要因はガラス固化体の製造, 輸送, 保管, 貯蔵など処分前管理の段階及び処分後の現象又は事象に起因するとされている。その影響は地層処分の性能評価における核種溶出モデルでも考慮されている。各国の核種溶出モデルにおける表面積増加比とその根拠等を概観し、各国の間の相違点及び共通点を整理するとともに、これまでに報告された表面積増加比の測定値と測定方法との関係及び測定方法の特性について考察した。また、各国の核種溶出モデルで設定されている表面積増加比の根拠としての表面積増加比の測定に用いられた測定方法を整理した。さらに、廃棄物管理工程の流れの中でのガラス固化体の割れによる表面積増加比に影響する要因、表面積増加比の特徴等の各工程との関わりを検討した。これらの調査及び検討により、性能評価における保守的かつ現実的な表面積増加比の適用に向けた知見を拡充し、我が国の地層処分のシステムのセーフティケースの作成・更新に資することができる。
下平 昌樹; 飛田 徹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
JEAC4206「原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法」では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価において、原子炉圧力容器内面のステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂(UCC)を想定し、亀裂先端の応力拡大係数がRPV鋼の破壊靭性値を上回らないことを定めている。本研究では、クラッドの存在が破壊靭性値に与える影響を評価することを目的に、UCCまたは表面亀裂を有する試験体を用いた3点曲げ破壊靭性試験と有限要素解析(FEA)を行い、UCCに対する塑性拘束効果の影響を調べた。その結果、UCCの破壊靭性値が表面亀裂に比べて高いことを実験的に示した。また、有限要素解析により、クラッドの存在によりUCCの塑性拘束効果が弱められることを示した。
