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山口 義仁; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.
JAEA-Data/Code 2020-021, 176 Pages, 2021/02
JAEA-Data-Code-2020-021.pdf:5.26MB
日本原子力研究開発機構では、軽水炉機器の構造健全性評価及び耐震安全性評価に関する研究の一環として、原子炉配管を対象とした確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL-SP(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Stress Corrosion Cracking at Welded Joints of Piping)の開発を進めてきた。初版は2010年に公開され、その後もより実用性の高いPFM解析の実現を目的として、最新知見を踏まえて解析対象の拡充や解析手法の高度化等を実施してきた。今般、その成果を反映し、バージョン2.0として公開することとした。最新版では、解析対象の経年劣化事象として、ニッケル合金の加圧水型原子炉一次系水質環境中の応力腐食割れ、ニッケル合金の沸騰水型原子炉環境中の応力腐食割れ、二相ステンレス鋼における熱時効等を新たに加えたほか、最新の応力拡大係数解の導入や溶接残留応力の不確実さ等の評価機能の高度化を行い、より適用範囲が広く信頼性が高い配管の破損確率評価を可能とした。また、経年配管の耐震安全性評価の高度化に資することを目的に、巨大地震を想定した大きな地震応答応力に対応した亀裂進展量評価手法等を導入し、地震フラジリティ評価を可能とした。さらに、確率論的評価に係る影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、これらの不確実さを考慮して配管の破損確率の信頼度を評価する機能及びモジュールを新たに整備した。本報告書は、バージョン2.0としてPASCAL-SP2の使用方法及び解析手法をまとめたものである。
眞崎 浩一; 宮本 裕平*; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
国内の原子炉圧力容器を対象とした加圧熱衝撃事象時の破損頻度評価を行うため、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCALが整備されている。一般的に、PFM解析コードは試験との比較等を通じた機能確認を行うことができないことから、その信頼性確認は困難である。本論文では、PFM解析コードの信頼性確認に係る方法を示すとともに、解析コードに含まれた確率変数、アルゴリズムや解析機能に関する検証を実施し、解析コードの有効性を明らかにした。
山野 秀将; Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1029 - 1038, 2016/04
本研究は、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉実証施設設計において、配管の健全性を確認するため、流力振動評価を実施した。主冷却系ホットレグ配管設計及び流力振動評価設計指針について述べた後、本論文では主として流力振動評価及び健全性評価について記述する。流力振動の疲労評価では、応力集中係数等を考慮した配管の応力は代表部位において設計疲労限を下回った。したがって、本評価により、実証施設の主冷却系ホットレグ配管の健全性が確認された。
鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 柳原 星児*; 森尻 貢*; 大森 敦*; 若井 隆純
Procedia Materials Science, 12, p.24 - 29, 2016/00
被引用回数：2 パーセンタイル：74.36(Engineering, Mechanical)二つの亀裂を有するステンレス鋼管の構造健全性評価を単純化するため、引張と曲げを組み合わせた非対称な二つの切欠きを有する管の塑性崩壊応力を調べた。非対称の二つの切欠きを有する管の実験的塑性崩壊応力を、単一切欠きを有する管の理論的塑性崩壊応力と比較した。実験的塑性崩壊点は理論的崩壊限界曲線よりも大きかった。単一の切欠きを有する管の理論的塑性崩壊応力を使用して、引張と曲げを組み合わせた非対称の二つの亀裂を有するステンレス鋼管の健全性を簡単かつ控えめに評価することができることを示した。
-ray irradiated condition山本 正弘; 佐藤 智徳; 小松 篤史; 中野 純一; 上野 文義
Proceedings of European Corrosion Congress 2015 (EUROCORR 2015) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2015/09
福島第一原子力発電所では、廃炉に向かう取り組みが進められているが、これは30年もかかる事業である。原子炉の健全性をこの期間中保つためには、一部で使用されている炭素鋼の腐食劣化が大きな課題である。核燃料デブリなどの放射線の影響下での腐食を明らかにするために
Coを用いた線照射下での腐食試験を実施した。試験より、放射線の線量率の上昇に伴い炭素鋼の腐食量が増加し、同様に酸化剤の生成量も増加することが分かった。この結果をもとに、放射線下での炭素鋼の腐食速度予測手法を提案した。
斎藤 滋; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 西原 健司; 水本 元治; 大内 伸夫; 武井 早憲; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.646 - 649, 2006/06
被引用回数：25 パーセンタイル：83.96(Instruments & Instrumentation)原研ではオメガ計画の下、高レベル廃棄物中のマイナーアクチニド(MA)を核変換するための加速器駆動システム(ADS)の開発を進めている。原研が提案するADSプラントは、熱出力800MW,鉛ビスマス共晶合金(LBE)冷却のタンク型概念を採用している。未臨界炉心にはMA+Pu窒化物燃料が装荷され、LBEは冷却材と核破砕ターゲットを兼ねている。このADSプラントでは年間約250kgのMAを核変換できる。実効増倍係数は安全性などを考慮し、0.97とした。未臨界炉心の構造に関しては、核破砕ターゲット周りの熱流動解析を行い、定常状態の陽子ビームに対して健全性を確保できる見込みの構造が得られた。同様に過渡状態の陽子ビームに対する構造健全性評価や予備的な事故評価も行った。
加治 芳行; Gu, W.*; 石原 正博; 荒井 長利; 中村 均*
Nuclear Engineering and Design, 206(1), p.1 - 12, 2001/05
被引用回数：9 パーセンタイル：56.08(Nuclear Science & Technology)工業用黒鉛材料は、引張荷重に対して非線形な応力-ひずみ挙動を示すが、これは材料内部において分布される微視的空隙とき裂の発生及び進展によって黒鉛材料の剛性が低下することによると考えられている。そこで本論文では、連続体損傷力学を脆性材料構造物の非線形弾性挙動の評価に適用し、構造健全性を損傷パラメータによって評価するプログラムを開発した。また黒鉛構造物を用いた健全性評価試験結果及び弾性解析結果との比較検討した結果、損傷力学を考慮することによってより高精度な損傷評価が可能なことが明らかになった。
青柳 孝義*; 三原 守弘; 田中 益弘*; 奥津 一夫*
JNC TN8400 99-058, 55 Pages, 1999/11
TRU廃棄物処分施設内に定置される廃棄体には、廃棄体自身に空隙を有するものがある。また、セメント系材料が候補材料となるコンクリートピットや充填材においてもそれらの成分溶出に伴う空隙発生が想定される。これらの空隙が潰れ緩衝材(ベントナイト)内部に体積変化(減少)が生じた場合、ベントナイトの膨潤にともなうベントナイトの密度の低下、すなわち透水性の増大によって、あるいは十分な膨潤が得られないことによる空隙の不完全閉塞によって、ベントナイト中での拡散支配が担保されないことが考えられる。そこで本研究では、保守的な想定のもとにベントナイト内部の体積変化について解析を行うとともに、ベントナイトの自己シール性、最大膨潤率、密度分布変化について実験を行い、体積変化に対する人工バリアシステムの健全性評価を行った。評価に先立ち、発生する空隙を保守的な想定に基づいて算出した。この値を用いて緩衝材が均一に膨潤して閉塞すると想定した場合の緩衝材の密度を求め、ベントナイトの密度と透水係数の関係を示す既存の研究成果から得られる透水係数により、既存の人工バリア仕様の場合は、緩衝材内部において拡散支配と成り得ることを確かめた。次に上記の保守的な空隙を想定した場合、拡散支配を維持するのに必要な透水係数が実際のベントナイトの膨潤において担保されるかを確認するための試験を行った。その結果、Na型ベントナイトでは、拡散支配を担保するのに十分な膨潤性能を確認することができた。しかし、Ca型化ベントナイトでは、Na型ベントナイトに比してその膨潤性能は1/6以下と大きく低下し、本研究で想定した空隙量に基づいた場合、透水係数の増加により拡散支配が担保されず、処分システムに影響を及ぼす可能性があることがわかった。今回の検討結果より、今後も体積変化に対する人工バリアシステムの健全性能評価について、その対処方法や評価方法の検討を行う必要があると考えられる。
岡本 芳三*; 鴨井 新生*; 石井 敏満
光アライアンス, 9(5), p.35 - 40, 1998/05
本報は、赤外線リモートセンシング計測評価技術の各種分野への応用の現状について、建設構造物の健全性評価及び埋設物の探査に関する応用実施例を中心に紹介したものである。また、国内外のここ数年間の研究報告や応用実施例について調査を行い、赤外線計測の応用分野とその関連事項として、(1)計測対象分野、(2)計測対象項目、(3)測定項目、(4)技術的課題などについて整理を行った。この技術は、自然界や人工構造物に発生する伝熱現象を遠隔かつ非接触で計測し、二次元の放射温度分布として表示できるもので、理学、医学、農学などの分野で科学計測システムとして広く応用されており、今後の課題として、機器構造物の劣化診断試験、寿命予測、保全及びそれらの定量的評価の実現が望まれている。
鬼沢 邦雄; 飛田 徹; 鈴木 雅秀
Proc. of 2nd Int. Workshop on the Integrity of Nuclear Components, p.273 - 289, 1998/00
原子炉圧力容器の監視試験に適用できる破壊靱性評価法についての研究を進めている。国産圧力容器用ASTM A533B-1鋼について、予き裂付きシャルピー型破壊靱性(PCCv)試験片の適用性を検討した。破壊靱性値に及ぼす試験片寸法効果を補正するため、最弱リンク理論に基づく補正式をPCCvデータに適用した。破壊靱性のばらつきに関して、ワイヤブル統計処理に基づく評価を行った。ワイヤブル形状母数の比較から、照射により破壊靱性のばらつきがやや小さくなる傾向が示された。また、ASTMで提案されているマスターカーブ法及び日本電気協会規定の手法を適用し、照射後破壊靱性の評価法を検討した。保守的評価のためには、照射前のデータベースを拡充することが重要であることを示した。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 白井 浩史*; 多喜川 昇*
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. C; SMiRT 12, p.167 - 172, 1993/00
HTTRの炉内黒鉛構造物の寿命は、中性子照射による残留ひずみに起因する照射応力により決定される。この照射応力の評価には、炉内黒鉛構造物の温度分布、中性子照射量及びこれらの履歴を考慮する必要があり、計算コードによる解析以外に応力の厳しい箇所を選定することができない。そこで、HTTRの炉心黒鉛構造物の健全性評価のために、応力の厳しいブロックを選定する簡易粘弾性応力解析コードと、選定後に詳細な応力解析を実施する有限要素法による粘弾性応力解析コードを組み合わせ、効率的に黒鉛構造物の健全性が評価できる応力解析コードシステムを確立した。本論文では、この計算コードシステムによるHTTR燃料体の健全性評価結果を示し、HTTRに限らず他のガス炉にも有用であることを論じた。
小池 通崇; 秋山 隆; 石川 敬二; 永松 健次; 新沢 達也; 柴原 格
PNC TN9410 92-321, 30 Pages, 1992/10
「ふげん」第2回取り出し圧力管材料監視試験片(照射期間8年、高速中性子照射量 5.6
1021n/CM2(E 1MeV))の結果について健全性評価を行った。試験項目は、引張、曲げ、腐食及び水素分析である。照射後試験データにより圧力管材料の延性及び脆性上の評価を行った結果、健全であることがわかった。また、腐食による材料の減肉量及び材料への水素吸収量も設計値よりも小さく、良好な結果が得られている。
平野 雅司; J.Sun*
JAERI-M 92-060, 61 Pages, 1992/04
平成3年2月9日に関西電力美浜発電所2号機で発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象の暫定的な解析を実施した。この解析は、事象の過渡熱水力解析と加圧熱衝撃(PTS)事象時圧力容器健全性評価解析とに分けられる。過渡熱水力解析は、事象の熱水力過程をできるだけ忠実に模擬することにより事象全体についての理解を深めることを目的としたものである。一方、PTS評価解析は、美浜-2事象がPTSの観点からどの程度厳しいものであったかを把握することを目的としたものである。尚、本解析結果は、原子炉安全専門審査会発電用炉部会美浜ワーキンググループ第2回会合(平成3年4月3日)に速報として報告した。今回ワーキンググループの報告書が公開されたのを契機に、この速報を当時まとめたままで公開することとした。
渡邉 憲夫; 梶本 光廣*; 村松 健
2nd Int. Conf. on Containment Design and Operation,Conf. Proc., Vol. l, 14 Pages, 1990/00
格納容器破損に至る事故のシナリオを分かり易く表現すめための一方法として、段階型事故進展イベントツリーを考案した。この方法は、幾つかの事故の進展段階ごとにイベントツリーを作成しそれを有機的に結合することによって格納容器破損に至る事故シナリオを詳細かつ明確に表現するものである。各段階ごとのイベントツリーでは、事故を終息させるための方策や格納容器健全性に脅威となる現象の発生メカニズム、並びに、それらの間にある従属関係を詳細かつコンパクトにモデル化することができる。そのため、イベントツリー作成に要する労力や定義した事故シナリオを理解するための労力を軽減できる。また、段階型事故進展イベントツリーの定量結果は、どの段階でいかなる現象によって格納容器破損に至る可能性が大きいかを明示することができる。本報では段階型事故進展イベントツリーの概念を紹介する。
Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*; 山野 秀将
no journal, ,
大口径配管の流力振動に関する研究開発成果を反映した「ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管流力振動評価指針(案)」を用いて管内流れの乱れに起因したランダム振動による配管の構造健全性評価を行い、高速炉実証施設の1次系ホットレグ配管の健全性の見通しを得た。
古澤 彰憲; 西村 昭彦; 鳥本 和弘; 竹仲 佑介*; 西條 慎吾*; 外山 亮治*
no journal, ,
本報告の目的は、超音波ガイド波の突合せ溶接配管のレーザ溶接船の検出および評価への適用可能性を検討することである。最初に、4つの突合せレーザ溶接試験配管を作成する。作成された試験用配管は配管内部よりレーザトーチを用いて突合せ溶接した。うち2つは溶接品質を高く、残り2つの溶接品質は低くし、配管肉厚をそれぞれ2種類用意した。次に、配管のレーザ溶接線検出実験を行った。実験にはT(0,1)モードガイド波を用い、その励起、測定には電磁超音波探触子アレイを用いた。最後に、実験結果および得られた重要事項について考察し、配管の突合せレーザ溶接線検出および非破壊評価へ超音波ガイド波が適用可能であるか議論する。
古澤 彰憲; 西村 昭彦; 鳥本 和弘; 竹仲 佑介*
no journal, ,
レーザ超音波技術による原子力プラント構造物の遠隔非破壊評価技術のための基礎検討を行ったので報告する。ナノ秒パルスレーザ、縦・横波超音波センサおよびレーザ変位計を用いてレーザ超音波送受信実験を行い、レーザ生成超音波波形を数値計算結果と比較、検討し課題の整理を行った。
寺田 敦彦; 山岸 功; 日野 竜太郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故の汚染水処理二次廃棄物等の保管容器の長期健全性評価手法の構築に向けて、高線量の含水廃棄物の崩壊熱による水分蒸発挙動を予測する解析コードの開発を進めている。本報では、セシウム吸着塔を例として、コードの概要と毛管圧力が残水量の挙動に与える影響についての試算例を報告する。
古澤 彰憲; 西村 昭彦; 鳥本 和弘; 竹仲 佑介*; 外山 亮治*; 中本 裕之*
no journal, ,
本研究の目的は、配管のレーザー突き合わせ溶接部評価のための超音波ガイド波検査法の適用可能性を検証することである。まず、試験用配管を作成する。肉厚とレーザー出力を変化させ、高品質溶接、低品質溶接の2グループ作成し、それぞれ2種類の肉厚の突き合わせ溶接配管を用意する。次に、超音波ガイド波によるレーザー突き合わせ溶接部の評価実験を行う。実験には電磁超音波探触子(EMAT)を用いて、ねじりモードガイド波を励起させ、突き合わせ溶接部からの反射波を測定する。最後に、実験結果と超音波ガイド波検査法をレーザー突き合わせ溶接部の評価に適用するにあたって重要な点について議論する。溶接品質によって測定される超音波ガイド波の反射波の強度が大きく異なり、配管のレーザー突合せ溶接部の評価方法として超音波ガイド波を適用可能であることが明らかになった。
古澤 彰憲; 西村 昭彦; 竹仲 佑介*
no journal, ,
経済成長期に竣工されたコンクリート構造物の多くは、今後20年で築50年を迎える。これらコンクリート構造物に対する保全保守・監視技術の開発が重要であることは論をまたない。原子力機構でも鉄道トンネルのコンクリートを対象に、レーザー生成超音波を用いた高速検査法の研究・開発を外部研究機関と協力して行ってきている。しかしながら、この鉄道トンネルコンクリートの高速検査方法は、コンクリート表面のクラックを主な検査対象としており、コンクリート深部や鉄筋の検査までは考慮していない。今回の報告では、レーザー生成超音波を用いたコンクリート中の鉄筋の劣化事象の検出方法に関する新しい提案を行う。鉄筋コンクリートの鉄筋にパルスレーザーを照射し鉄筋を伝播する超音波を励起し、他方の鉄筋端でその超音波波形を受信する。得られた超音波波形の解析を行い、コンクリート中の鉄筋の状態に関する情報を抽出する。
