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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.
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.
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。
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：23.41(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。
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。
亀田 純*; 西山 裕孝; Bloomer, T. E.*
Surface and Interface Analysis, 31(7), p.522 - 531, 2001/07
被引用回数：10 パーセンタイル：28.89(Chemistry, Physical)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。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
Proceedings of Asian Pacific Conference on Fracture and Strength '01(APCFS '01) and International Conference on Advanced Technology in Experimental Mechanics '01 (ATEM '01), p.140 - 145, 2001/00
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。
C and its electrochemical evaluation西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1187 - 1192, 1998/00
被引用回数：4 パーセンタイル：38.68(Materials Science, Multidisciplinary)照射温度が290C~400Cで、1
10
~310
n/m
(E
1MeV)の中性子照射を受けた2.25Cr-1Mo鋼について、引張試験、シャルピー衝撃試験及び電気化学的試験の結果から、中高温度域での中性子照射脆化の特徴について検討を行った。照射温度が400Cの場合、照射脆化はマトリックスの硬化によって誘起されるが、この程度は極めて小さい。しかし、照射量が110n/m以上になると、非硬化性の脆化すなわち粒界脆化が生じた。一方、照射温度を約300Cから400Cに変えた場合、300Cにおける照射量の大小すなわち照射硬化量に関係なく、その後の400C照射によって照射硬化のほとんどが回復した。したがって、400C照射による2.25Cr-1Mo鋼の脆化の主因は粒界脆化であることがわかった。また、電気化学的分極法により、その原因が不純物等の照射誘起偏析であることが推察された。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
ISIJ International, 37(8), p.821 - 828, 1997/08
被引用回数：3 パーセンタイル：35.47(Metallurgy & Metallurgical Engineering)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。
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1~310
m/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。
藤村 理人; 川崎 正之
Trans.Iron Steel Inst.Jpn., 8, p.48 - 56, 1968/00
抄録なし
