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安部 諭; 岡垣 百合亜; 石垣 将宏; 柴本 泰照
Proceedings of OECD/NEA Workshop on Virtual CFD4NRS-8; Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (Internet), 11 Pages, 2020/11
The fifth international benchmark exercise (IBE-5), the cold-leg mixing CFD benchmark, was conducted under the support of OECD/NEA. The experiment for IBE-5 was designed to visualize the mixing phenomena of two liquids with different density in a horizontal leg (as a simulant of the cold-leg) and downcomer. This paper shows our CFD result on the open test condition in IBE-5. We selected the Large-eddy simulation (LES) solving the filtered equation of flow and concentration fields. Regarding the eddy-viscosity to model the turbulence flux of the momentum at sub-grid scale (SGS), Wall-adapting locale eddy-viscosity (WALE) model, a modified version from the Smagorinsky model, was applied. The experimental geometry was resolved with three different numerical mesh systems. The CFD analysis predicted the laminar-like flow behavior in the horizontal leg. Due to the large density difference between the two liquids, the turbulence production was suppressed strongly, and the velocity fluctuation in the horizontal leg became very slow and small. In contrast, the strong turbulence mixing in the downcomer was predicted. The plume from the horizontal leg entrained with the surroundings and spread circumferentially in the downcomer. The comparison with the TAMU experimental data reveals the good performance of the WALE model. In addition, we discuss the appearance characteristics of the high concentration of the heavy liquid in the downcomer in the LES. The Probability Density Function (PDF) and Cumulative Distribution Function (CDF) are derived based on the predicted time-series of the heavy liquid concentration. The PDF around the mean concentration in the case with the low mesh resolution is larger than that predicted by the higher resolution due to the excessive homogenization of the heavy fluid concentration. This study reveals the importance to note the required mesh resolution to predict the appearance event of the high concentration.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10
被引用回数：2 パーセンタイル：15.81(Engineering, Mechanical)Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor (
) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*
Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/07
Probabilistic fracture mechanics (PFM) methodology, which represents the influence parameters in their inherent probabilistic distributions, is deemed to be promising in the structural integrity assessment of pressure-boundary components in nuclear power plants. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which can be used to evaluate the failure frequency of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analyses are performed for a Japanese model RPV using PASCAL4, and the effects of non-destructive examination and neutron fluence mitigation on failure frequency of RPV are quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for the structural integrity assessment of RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.
知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝
JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03
JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB
原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。
荒井 健作*; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/11
原子力機構が開発した確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL及び米国のPFM解析コードFAVORを用いて、米国3ループ加圧水型原子炉の原子炉圧力容器を対象としたベンチマーク解析を実施した。応力拡大係数の式等の解析条件を一致させた結果、両コードの解析結果は良好に一致した。
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之*; 鈴木 雅秀
Proceedings of 2005 ASME/JSME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2005), 12 Pages, 2005/07
原子炉圧力容器に対する加圧熱衝撃事象においては、内面肉盛溶接材と母材との境界で、熱膨張係数の違いにより応力の不連続が生じる。健全性評価のための破壊力学解析においては、この境界付近に存在するき裂に対しては、応力不連続を考慮して応力拡大係数を算出する必要がある。確率論的破壊力学解析においては、膨大な数の破壊力学解析を実施するため、この算出に時間をかけずに、かつ精度の高い手法が必要である。このため、半楕円表面き裂に対する応力不連続に対応できる無次元化応力拡大係数を作成した。この無次元化応力拡大係数は、3次元モデルによるFEM解析から求めた。表面点では、表面付近内部の応力拡大係数から外挿して求める。この無次元化応力拡大係数を用いて、表面及び最深点における応力拡大係数を精度よく、短時間で算出できる。
柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 81(9), p.749 - 756, 2004/09
被引用回数：5 パーセンタイル：34.2(Engineering, Multidisciplinary)PFMコードPASCALを使用し、原子炉容器の破損確率解析における破壊基準とき裂先端の破壊靱性評価の重要性について明らかにした。本論文では、PASCALに導入した弾塑性破壊評価基準並びに弾塑性破壊基準適用に際して必要な国産材及び米国材の標準J積分抵抗曲線データベースの作成について述べる。さらに、弾塑性破壊基準の効果に関するケーススタディを行った結果、弾塑性破壊基準及びき裂先端の破壊靱性評価方法は破損確率に顕著な影響を及ぼすことがわかった。
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。
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀; 加藤 大輔*; Li, Y.*
RPV Integrity and Fracture Mechanics (PVP-Vol.481), p.11 - 17, 2004/07
原研では、原子炉圧力容器を対象として、確率論的破壊力学(PFM)解析に基づく構造健全性評価についての標準的手法に関する検討を進めている。本報では、PFM解析コードに導入した内部欠陥の取扱い方法及び破壊靱性評価法について検討した結果を述べる。原研でこれまで開発してきたPFM解析コードPASCALに、内部欠陥に対する日本機械学会維持規格の評価法及び電中研の応力拡大係数算出法を導入し、内部欠陥の進展及び破壊確率評価法の検討,表面欠陥との破壊確率の比較等を行った。この結果、加圧熱衝撃時には、内表面側き裂先端における破壊評価が最も重要であること,内部欠陥に対する破壊確率は表面欠陥の場合と比較して約1桁低いこと等が明らかとなった。破壊靱性評価法に関しては、マスターカーブ法及びORNLの統計モデルを導入し、従来の評価法と比較した結果、両者に大きな差は生じないことがわかった。
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。
柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 関東 康祐*; 吉村 忍*
日本機械学会M&M2003材料力学部門講演会講演論文集,No.03-11, p.939 - 940, 2003/00
機械学会維持規格における欠陥評価基準では、供用期間を通して原子炉圧力容器の健全性が維持できる欠陥として評価不要欠陥が規定されている。評価不要欠陥は、設計時の非延性破壊防止規定で用いられる仮想欠陥(a=1/4T)に対して、その1/10の寸法を基準とし、き裂最深部の膜応力に対する応力拡大係数が一定となるように決定されている。一方、構造機器の健全性評価に適用する確率論的方法として、確率論的破壊力学(PFM)がある。この方法により、安全率の定量的意味付けや材質,欠陥,負荷等のばらつきを考慮して種々のパラメータに対する安全率の合理的設定も可能である。本報告では、圧力容器のPFM解析コードPASCALを用いて、維持規格の評価不要欠陥を対象に破壊確率の観点からその妥当性を検討した結果を論ずる。
柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*
Nuclear Engineering and Design, 208(1), p.1 - 13, 2001/08
被引用回数：21 パーセンタイル：80.29(Nuclear Science & Technology)確率論的破壊力学(PFM)は、材料や構造等の不確実性を確率論に基づき評価することにより、現行決定論的評価法に比べてより合理的に評価できる健全性評価法として、機器の設計基準や維持基準への導入が検討されている。しかし、PFM手法の導入に当たっては、最新の破壊力学評価法の反映及び解析コードの信頼性や精度の向上が未だ必要である。この観点から、原研では、弾塑性破壊評価法R6の導入や半楕円亀裂の進展評価モデルに特徴を有する新規PFMコードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進め、これまでに、ほぼコード開発を終えている。本論文は、開発コードの概要、コードの検証解析及び導入機能を使った例題解析の結果についてまとめたものである。検証解析及び例題解析は、NRC/EPRI PTSベンチマーク問題の入力データを用い、無限長亀裂または半楕円亀裂を有する圧力容器について実施した。コードの検証解析として、無限長亀裂及び初期アスペクト比一定の半楕円亀裂について破損確率を解析し、VISA-IIによる同一入力条件の解析結果との比較を行った。また、例題解析では、破壊基準、半楕円亀裂の進展評価法、高温予荷重の効果、クラッドの影響について、本コードの機能を用いた解析を行いこれらのパラメータの影響に関して知見を得た。
柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*
JAERI-Data/Code 2001-011, 233 Pages, 2001/03
JAERI-Data-Code-2001-011.pdf:7.42MB
軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成8年度から確率論的破壊力学コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を行っている。このコードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)等の過渡荷重が発生した場合の破損確率を解析するコードである。破壊力学の最新の知見や計算機性能の向上を踏まえ、新規解析法や詳細解析法の導入により解析精度と信頼性向上を図ることを目標に開発を進め、これまでにPASCAL-Version 1開発をおおむね完了している。本コードは、自動階層別モンテカルロ法、弾塑性破壊評価基準,半楕円亀裂の詳細進展評価機能,焼鈍効果の評価機能等に改良モデル等を導入していることが特徴的である。また、温度・応力分布作成用の専用入力データプロセッサーも用意している。ベンチマーク問題による検証解析及びケーススタディにより解析機能の検証を終えコードが良好に作動することを確認してる。本報告書は、上記開発経過を踏まえPASCALの使用方法と解析理論及び手法等をまとめたものである。
Li, Y.*; 加藤 大輔*; 柴田 勝之
JSME International Journal, Series A, 44(1), p.130 - 137, 2001/01
確率論的破壊力学(PFM)は、重要な機器の信頼性や寿命管理の合理的な評価法として近年適用されつつあり、VISAやPRAISEといった解析コードも開発されている。しかし、解析精度及び信頼性向上の観点から新規の破壊力学モデルや評価手法の導入も必要とされている。この観点から原研では、弾塑性破壊解析モデルや半楕円亀裂の進展解析法に特徴を有する新規PFMコードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、モンテカルロ法により変動荷重のもとでの圧力容器の条件付き亀裂進展・破壊確率を求めることができる。本報では、本コードを用いて行った圧力容器破壊確率のPTSベンチマーク問題に対する各種パラメータの感度解析結果を報告する。圧力、温度、圧力容器形状等は、国際ベンチマーク問題ICASの入力データを用いた。感度解析は、初期亀裂分布、初期アスペクト比、クラッドの効果、半楕円亀裂の進展判定法等について行った。この結果、半楕円亀裂について、良好な損傷確率を得るためには、表面方向と深さ方向独立に亀裂進展判定する方法を採用することが必要であること、内面クラッドは損傷確率を若干上昇させる効果を有する等のことを明らかにした。
柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*
Emerging Technologies: Risk Assessment, Computational Mechanics and Advanced Engineering Topics (PVP-Vol.400), p.49 - 54, 2000/00
確率論的破壊力学(PFM)は、材料や構造等の不確実性を確率論的に考慮することにより、従来の決定論的評価に比べ、より合理的に機器・構造物の信頼性を評価する手法として期待されている。しかし、実機への適用にあたっては、解析コードの信頼性や精度の向上及び適用性の検証が未だ必要である。この観点から、弾塑性破壊評価法R6の導入や半楕円亀裂の進展評価に特徴を有する新規PFMコードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進め、コードの骨格部の開発をほぼ完了した。さらに、経年圧力容器における焼鈍効果を破損確率の観点から検討するため、同コードにNRC規制指針に基づく焼鈍効果の評価オプションを追加した。本論文では、開発コードの概要と焼鈍効果の評価法及び焼鈍効果に関する感度解析の結果を報告する。感度解析の結果、30%以上の延性-脆性遷移温度及び上部棚吸収エネルギーの回復率を与える焼鈍を行うことにより、顕著に破損確率が低下するとともに大きな寿命延伸効果が期待できるとの結果が得られた。
Y.Li*; 加藤 大輔*; 柴田 勝之
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
確率論的破壊力学(PFM)は、重要な機器の信頼性や寿命管理の合理的な評価法として近年適用されつつあるが、解析精度及び信頼性向上の観点から新規の破壊力学モデルや評価手法の導入も必要とされている。この観点から原研では、弾塑性破壊解析モデルや半楕円亀裂の進展解析法に特徴を有する新規PFMコードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、モンテカルロ法により変動荷重のもとでの圧力容器の条件付き亀裂進展・破壊確率を求めることができる。本報では、本コードを用いて行った圧力容器破壊確率のPTSベンチマーク問題に対する各種パラメータの感度解析結果を報告する。感度解析は、初期亀裂分布、初期アスペクト比、クラッドの効果、半楕円亀裂の進展判定法等について行った。この結果、半楕円亀裂について、良好な損傷確率を得るためには、表面方向と深さ方向独立に亀裂進展判定する方法を採用することが必要であること、内面クラッドは損傷確率を若干上昇させる効果を有するなどのことを明らかにした。
平野 雅司; 鴻坂 厚夫
JAERI-M 92-006, 76 Pages, 1992/02
加圧水型軽水炉(PWR:Pressurized Water Reactor)における加圧熱衝撃(PTS:Pressurized Thermal Shock)事象時の原子炉圧力容器健全性を評価する計算コードシステムPLES/PTSを開発した。このコードシステムは、非常用炉心冷却(ECC:Emergency Core Cooling)水と一次冷却水との熱混合解析と圧力容器壁内の応力分布の過渡解析、破壊力学に基づく亀裂進展解析を行う複数のメンバーコードで構成されている。本報告書では、本コードシステムで用いている解析手法と入力規約について述べる。
