Recent improvements of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL for reactor pressure vessels

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

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2022.104706

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.

Application of probabilistic fracture mechanics to reactor pressure vessel using PASCAL4 code

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

https://doi.org/10.1115/1.4048103

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.

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。

Development of a non-destructive testing technique using ultrasonic wave for evaluation of irradiation embrittlement in nuclear materials

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

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01035-8

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。

Non-equilibrium intergranular segregation and embrittlement in neutron-irradiated ferritic alloys

亀田 純*; 西山 裕孝; Bloomer, T. E.*

Surface and Interface Analysis, 31(7), p.522 - 531, 2001/07

https://doi.org/10.1002/sia.1080

Mn, P, S, Cuを添加した鉄基モデル合金について、熱時効、中性子照射、中性子照射後焼鈍(PIA)による不純物元素の粒界偏析と粒界脆化の検討を行った。熱時効においては、主としてSの偏析が生じ、中性子照射においては、SよりもPの偏析が優勢となるとともに、粒界のCの涸渇が生じた。PIAの結果を用いた速度論的解析から、中性子照射によるPの偏析は格子間原子との複合体により誘起され、Sの偏析は、照射により導入された空孔によって加速されることを明らかにした。これら中性子照射による不純物元素の非平衡粒界偏析について、固溶元素と照射欠陥の相互作用、及び中性子照射による粒界偏析サイト数の変化の観点等からの考察を行った。また、粒界偏析濃度の変化及び照射硬化と延性脆性遷移温度の関係を求めた。

Fracture toughness evaluation on neutron irradiation embrittlement for reactor pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

Proceedings of the 8th Japanese-German Joint Seminar on Structural Integrity and NDE in Power Engineering, p.62 - 69, 2001/00

原子炉圧力容器の高経年化に対応し,圧力容器鋼の中性子照射脆化に関する評価精度向上のため,シャルピーサイズの小型試験片による破壊靭性評価法について検討した結果を報告する。試験には,国産の原子炉圧力容器用鋼材を用い,JMTRにおいて中性子照射試験を実施して,照射前後の破壊靭性を評価した。ASTM規格のマスターカーブ法とJEACの破壊靭性評価法を適用して,試験片寸法効果の補正及び破壊靭性下限値の評価を行い,寸法効果補正後の温度依存性がほぼマスターカーブに従うことや,シャルピー型試験片による破壊靭性下限値の評価法に関する知見が得られた。また,照射効果に関して,ばらつきは大きいものの,破壊靭性遷移温度のシフトが,シャルピー試験による遷移温度シフトとほぼ等しいという結果を得た。

Correlation among the Changes in Mechanical properties due to neutron irradiation for pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

ISIJ International, 37(8), p.821 - 828, 1997/08

https://doi.org/10.2355/isijinternational.37.821

原子炉圧力容器鋼材の照射脆化に関して、各種機械的特性の変化の相関を調べた。照射脆化に影響する鋼材中の鋼、燐及びニッケル量を変化させた7種類の鋼材を利用し、JMTRで中性子照射を行った。本鋼材は、IAEA鋼材照射協力研究用に国内鋼材メーカーが製造したものであり、国内PWR圧力容器鋼の化学成分範囲を包含するように選択した。室温での降伏強さの増加を指標とした場合、ビッカース硬さの増加及びシャルピー遷移温度のシフトには良い相関が認められた。上部棚温度領域では、延性破壊靱性の低下と降伏強さの増加に良い相関が認められ、一方でシャルピー上部棚吸収エネルギにはあまり良い相関が認められなかった。延性脆性遷移温度域での破壊靱性値は、ばらつきが大きいため、統計処理を含む最適な評価方法の確立が必要である。

Progress of LWR structural safety research at JAERI

柴田 勝之

Nucl. Eng. Des., 174(1), p.79 - 90, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(97)00071-X

原研では、安全研究年次計画に従って、軽水炉の構造安全研究として構造機器の経年変化と健全性評価に係わる研究を進めている。年次計画の目標に沿って、「経年変化メカニズムと予測法の研究」、「経年変化の検出・評価法の研究」、「経年化機器の健全性評価法の研究」を実施している。安全性への重要度と交換の難易度から原子炉圧力容器、コンクリート構造物、電線を重要機器として抽出し、これらを対象に研究を進めている。本報告では、上記の研究の進展と今後の計画および安全研究の一環として実施した破断前漏洩研究の結果について概要を述べる。

Evaluation of irradiation embrittlement of 21/4Cr-1Mo steel in terms of elastic-plastic fracture toughness

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 古平 恒夫; 奥 達雄*

Effects of Radiation on Materials; 15th International Symposium (ASTM STP 1125), p.1287 - 1303, 1992/00

HTTR圧力容器用材料として使用が予定されている21/4Cr-1Mo鋼について、中性子照射脆化及び中性子照射脆化と熱時効脆化の相互作用を弾塑性破壊力学パラメータを用いて評価した。21/4Cr-1Mo鋼の圧延材の母材、溶接部及び緞造材の母材を、照射温度400C~300C照射量1~310m/m(E1MeV)となるように中性子照射した。破壊靱性試験はASTM-E-813に従って、R曲線法(複数試験片法)を採用するとともに、単一試験片法として電位差法を併用してき裂発生時の破壊靱性値(J)、延性き裂伝播抵抗(ティアリングモジュラス)を評価し次の知見を得た。(1)中性子照射による圧延材の母材、溶接部のJ-Rカーブの変化は、照射前の靱性レベルの違いにもかかわらず、ほぼ同じレベルに低下する。(2)400C照射材の破壊靱性の低下は、照射により加速された熱時効脆化によるものと推測された。

NSRR実験における標準燃料の振舞いに関する一考察

塩沢 周策

JAERI-M 7267, 36 Pages, 1977/09

JAERI-M-7267.pdf:2.01MB

本稿は、1975年10月~76年6月に実施されたNSRR実験における未照射健全燃料の挙動・破損機構について考察したものである。考察は主として被覆管の温度挙動、照射後外観・寸法・X腺検査の結果に基づいて行った。燃料はパルス照射によって瞬間的に加熱される。燃料に投入されたエネルギー発熱量が120cal/g・UO以下では何の変化もないが、約180cal/g・UOでは酸化・変形が起こる。更に、約270cal/g・UOではクラックが発生し、290cal/g・UO以上では破断に至った。この原因は、高温時におけるペレットと被覆管の反応・酸化による被覆管の脆化であると考えられる。また、発熱量が約340cal/g・UO以上では燃料はペレット溶融の膨張圧によって破裂し、ペレットは微粒子化する。