Damage evaluations for BWR lower head in severe accident based on multi-physics simulations

勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 古田 琢哉; 加治 芳行

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07

To assess rupture behavior of the lower head of reactor pressure vessel in boiling-water-type nuclear power plants due to severe accident like Fukushima Daiichi, we have been developing an analysis method based on coupled analysis of three-dimensional multi-physics simulations composed of radiation transport, thermal-hydraulics (TH) and thermal-elastic-plastic-creep analyses. In this simulation, Monte Carlo radiation transport calculation is firstly performed by using PHITS code to compute proton dose distribution considering molten conditions of core materials. Then the deposit energies at each location is imported into TH analysis code ANSYS Fluent with the same geometry and temperature distribution is simulated by thermal-fluid dynamics. Finally, temperature distribution obtained from TH analysis is applied to thermal-elastic-plastic-creep analyses using FINAS-STAR and then damage evaluation is carried out based on several criterions such as Kachanov, Larson-Miller-parameter, melting point. To conduct such analyses, we also have continued to obtain experimental data on creep deformation in high temperature range. In this study, to predict time and location of reactor pressure vessel (RPV) lower head rupture of boiling water reactors (BWRs) considering creep damage mechanisms, we performed creep damage evaluations based on developing analysis method by using detailed three-dimensional model of RPV lower head with control rod guide tubes, stub tubes and welds. From the detailed analysis results, it was concluded that failure regions of BWR lower head are only the control rod guide tubes or stub tubes under simulated conditions.

塩水条件での緩衝材の力学挙動に対する弾塑性構成モデルの適用性に関する研究

高山 裕介; 菊池 広人*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(1), p.12 - 21, 2020/06

https://doi.org/10.3327/jnuce.27.1_12

本研究では、処分施設設計等において緩衝材の力学挙動を解析する際に重要となる構成モデルについて、様々な塩水条件での緩衝材の力学挙動に対する既存の弾塑性構成モデルの適用性を検討した。まず、試験データが比較的少ない塩水条件での圧密非排水三軸圧縮試験を実施し、得られた試験結果と既往の標準圧密試験と圧密非排水三軸圧縮試験の結果から蒸留水条件と塩水条件での緩衝材の力学挙動の違いを分析した。特に、試験溶液条件の違いによって標準圧密試験での除荷時の変形量に大きな差異が生じることを確認した。続いて、これらの試験の再現解析により、蒸留水および塩水条件での緩衝材の力学挙動に対する修正カムクレイモデルの適用性を検討した。その結果、蒸留水条件でのパラメータの内、膨潤指数を変化させることで、塩水条件での緩衝材の力学挙動を概ね再現できることを確認した。

Notch toughness evaluation of diffusion-bonded joint of alumina dispersion-strengthened copper to stainless steel

西 宏

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.269 - 274, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.07.011

拡散接合継手のシャルピー衝撃試験の吸収エネルギーが小さい原因を明らかにするため、ステンレス鋼とアルミナ分散強化銅の直接拡散接合継手と金インサートを用いた拡散接合継手について、接合界面部に切欠きを付けた試験片の計装化シャルピー衝撃試験と静的3点曲げ試験を行い、その破壊挙動を比較した。また、有限要素法により引張りとシャルピー試験片の弾塑性解析を行い、両試験片の変形特性の相違を検討した。その結果次の結果を得た。衝撃試験と静的曲げ試験結果は等しく、接合継手の吸収エネルギーの低下は、最大曲げ荷重の低下により起こる。これは、接合継手曲げ試験片の切欠き底では両材の応力-ひずみ特性が異なるため、低強度部材のアルミナ分散強化銅界面近傍に変形が集中するためであり、シャルピー吸収エネルギーの低下は切欠き底の変形が一様でなく、局部的に集中するために起こる。

Simulation of creep test on 316FR stainless steel in sodium environment at 550

Satmoko, A.*; 浅山 泰

JNC TN9400 99-035, 37 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-035.pdf:1.54MB

本研究ではFortranを用いた解析により、高速炉条件を模擬して550のナトリウム中で行われた単軸クリープ試験結果をシミュレートし、浸炭が316FRのクリープ挙動に及ぼす影響を評価した。解析は試験と同様に、2段階で実施した。第1段階として、クリープ試験の直前に負荷される降伏応力よりも大きい荷重あるいは応力を弾塑性挙動で模擬した。第2段階では負荷荷重が一定に保たれクリープが生じる。断面減少により応力が増加するため、塑性成分も考慮する必要がある。これを、弾塑性クリープ挙動を用いて模擬した。時間の経過とともに浸炭が生じるが、これは経験的式により評価した。浸炭により、降伏応力の増加、クリープひずみ速度の減少およびクリープ破断強度の増加が生じる。このようにして作成したモデルにより、ナトリウム中クリープ試験のシミュレーションを行うことができる。表層近傍の材料では浸炭が生じると、材料特性が変化し、応力分布が一様でなくなる。これにより応力集中が生じ、損傷を受ける。損傷クライテリアを導入することにより、き裂発生およびき裂進展の評価が可能となる。高応力では、クリープ強度ではなく引張り強さが破損クライテリアとなる。しかし、低応力では、クリープ強度が破損クライテリアとなる。この結果、高応力では、ナトリウム中クリープ破断時間は大気中よりも短い予測となるが、26kgf/mm2乗以下の応力では、ナトリウム中クリープ破断時間は大気中と等しいかやや長い予測となる。定量的には、浸炭の影響は、550では大きくない。この結果は試験と良く一致した。

長期岩盤挙動評価のための微視的観点による基礎的研究(平成9年度)

市川 康明*

PNC TJ1603 98-001, 67 Pages, 1998/03

PNC-TJ1603-98-001.pdf:2.92MB

岩盤の1万年以上にも渡る長期の挙動を予測するためには、岩石・岩盤のミクロ構造まで考慮に入れた精度の高い解析が要求される。本研究では、花崗岩の長期挙動を解明するために、1)花崗岩とその造岩鉱物である石英と長石が集積した多結晶岩を使用した応力緩和実験、2)花崗岩の造岩鉱物の物性値を評価するための分子動力学計算、3)花崗岩のミクロ構造における非均質性を考慮した弾粘塑性均質化解析を実施した。岩石・岩盤の時間依存挙動として、一定の荷重下でひずみが増加していくクリープ現象と、一定の変位拘束条件の下で応力が緩和していく応力緩和現象があるが、ここでは、水浸条件下において応力緩和挙動に注目した室内実験を行った。実験には木曽駒ヶ岳産花崗岩(以下、木曽駒型花崗岩と呼ぶ)と、石英と長石が集積した多結晶岩であるベグマタイト(以下、石英・長石型ペグマタイトと呼ぶ)を用いた。この実験では供試体端面の変位を拘束した場合の時間経過に伴う応力変化を計測すると同時に、マイクロクラックの変化を観察した。つぎに、花崗岩の造岩鉱物である石英、雲母の物性値を把握するために、各鉱物の分子動力学(Molecular Dynamics:MD)計算を実施した。これらの鉱物ならびにその鉱物間の力学特性を実験的に求めるのは困難である。殊に、実験的に求められた雲母の物性値は実験条件を含めて再考の余地が多い。分子動力学計算は、鉱物を構成する分子の原子間相互作用ポテンシャルが正しく求まれば、異種間物質の相互作用を含めて、極めて正確に物質挙動を推定することができる計算化学の手法である。花崗岩は石英、長石、雲母からなる多結晶体であり、個々の鉱物とその粒界の時間依存力学挙動が判れば、均質化法(Homogenization Method:HA)を用いて構造物全体の挙動を解明することができる。そのために、均質化法による弾粘塑性解析の手法を開発し、その妥当性をチェックするために、深地層における地下岩盤構造物を想定して数値解析を実施した。

ニアフィールドの応力評価手法の開発(V)(概要)

not registered

PNC TJ1205 96-002, 68 Pages, 1996/02

PNC-TJ1205-96-002.pdf:1.96MB

本研究は、人工バリアシステムの仕様と性能評価のためのニアフィールド条件を明らかにする研究の一環として実施したものである。この中で、特に重要な課題であるニアフィールドの応力評価手法の開発を目的として、本年度は昨年度に引き続き、掘削初期の空洞変形挙動評価、人工バリア及び周辺岩盤の長期挙動評価研究を実施した。掘削初期の空洞変形挙動評価に関しては、平成3年度に実施した空洞安定解析の結果、深部地下空洞の設計手法の開発検討および空洞変形挙動評価モデルの開発検討の2つが課題となった。深部地下空洞の設計手法の開発については、今年度は昨年度に引き続き、岩盤の物性値や計測データの得られている既存の空洞を対象に、地下空洞の設計手法としての適用性、適用範囲、適用条件についてまとめ、解析に必要な物性値及びその取得方法についても示した。空洞変形挙動評価モデルの開発検討については、昨年度に引き続き、釜石鉱山を想定した弾塑性不連続体解析を実施した。最後に、掘削初期の空洞変形挙動評価に関する今後の課題を抽出し、整理した。人工バリア及び周辺岩盤の長期挙動評価については、岩盤クリープ変形による人工バリアの変形挙動研究として、データの取得計画および、解析モデルの調査を実施した。また、既存坑道の不安定現象に関する調査を実施し、処分場建設時以降長期的に考えられる人工バリア周辺の崩壊現象について整理した。

Homologous ductile failure criterion for generalized stress states

二川 正敏; N.Butler*

Engineering Fracture Mechanics, 54(3), p.349 - 359, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0013-7944(95)00205-7

3軸応力状態と破断歪で表したHancock-Mackenzie型の延性破損軌跡は、規格化破断歪を用いることにより、材料の種類によらない一本の曲線、すなわち統一延性破損軌跡として表せることを示した。さらに、ここで提案された統一延性破損軌跡を単軸引張試験結果に適用し、その損傷評価を行った。ここでは、有限要素法DYNA-2Dによる弾塑性応力解析を行い、ネッキングによる塑性変形挙動に関する実験と解析との比較結果より材料構成式を導出している。

治金的不連続と形状不連続を考慮した溶接構造物クリープ疲労評価法の開発 -弾性追従モデルの溶接継手への適用-

笠原 直人

PNC TN9410 95-213, 38 Pages, 1995/08

PNC-TN9410-95-213.pdf:1.72MB

溶接継手のクリープ疲労強度は母材に対して一般に低下するが、従来の構造設計においては、保守的に決めた定数を用いて強度減少割合を評価する方法が広く用いられていた。これに対し、近年の高温構造設計の経済性と信頼性向上の要求に伴い、溶接継手の強度低下メカニズムを考慮した、より精緻な評価手法が必要とされるようになった。このため溶接継手の強度低下の主要因として以下の3点に着目し、このなかの力学的要因である、要因1と要因2の影響を弾性追従モデルの拡張により記述する方法を開発した。要因1:母材と溶接金属の治金的不連続要因2:溶接余盛り等の形状不連続要因3:溶接金属自体の材質劣化要因1の記述には、応力-ひずみ特性の異なる2種類の材料が接合された構造を記述する弾性追従モデルの提案を行った。さらに要因2については、本研究に先立ち提案した切り欠きに対する弾性追従モデルと治金的不連続に対するモデルの重畳により評価できるようにした。本モデルによる応力・ひずみ挙動の予測精度は、有限要素法による弾塑性解析結果との比較により実用的なものであることかが分かった。さらに、大洗工学センターのTTSを使用して得た溶接構造物の熱過渡強度試験データを用いて、溶接構造物クリープ疲労評価への適用性を確認した。

原子力用材料クロスオーバー研究第I期計画 (平成元年度5年度) 研究成果総合報告書

加納 茂機; 舘 義昭; 井上 賢紀; 西田 俊夫; 吉田 英一; 平川 康

PNC TN9410 94-113, 70 Pages, 1994/04

PNC-TN9410-94-113.pdf:3.67MB

(目的)平成元年度から開始した原子力用基盤材料研究(フロンティア材料研究)では、研究の効率的・効果的な推進のため、「クロスオーバー研究制度」により、産・学・官の相互交流型研究を行ってきた。5年度にて第I期計画が終了したのに伴い、本報で、クロスオーバー研究の推進体制、研究交流活動および国内外調査の実績をまとめるとともに、動燃の研究成果の概要および6年度からの第II期研究計画の概要を述べる。(方法)クロスオーバー研究体制として、原子力基盤技術総合的研究推進委員会(委員長:藤家東工大教授)が組織され、その下部組織である原子力用材料研究交流委員会(主査:岡本東工大教授)に研究実施機関である動燃、原研、金材研、無機材研、物質研が参画し、研究計画、研究成果および研究交流方法等を審議した。動燃と原研は、幹事機関として、研究交流方法の企画・調整の役割を交互に果たした。(結果) 1)動燃は幹事機関として、原研と交互に、材料研究交流委員会を10回開催した。また、研究会8回、勉強会3回、国内シンポジウム2回、国際シンポジウム1回、仏・独・伊・蘭の5研究機関とのワークショップの開催および国内研究機関の訪問調査を行った。これらの研究交流を通じた、外部の専門家との交流、新素材に関する最新情報の収集、試料の入手、共同研究の遂行等は、動燃の研究テーマの効率的推進に大変役立った。2)これらの研究交流により、動燃の研究テーマに関して以下のような成果を得た。1・新型セラミックス: 焼結法による既存の各種セラミックス(Al2O3,ZrO2,SiC,SiC3N4,Sialon等)を対象に550度Cおよび650度Cで最長4,000 時間のNa中腐食特性を評価し、優先的に粒界の腐食が進行し、耐腐食性を向上させるためには粒界の組織・構造制御が不可欠であることを明らかにした。これらの成果を踏まえて新型セラミックス素材を試作・評価し、一部のセラミックスについて、耐食性に優れた新型セラミックス創製の見通しを得た。2・傾斜機能材: PSZ/SUS 系FGMの各種物性値を組織および温度の関数として定式化し、高温度落差場及び高熱流束環境下における非定常・弾塑性解析を行った。高温度落差場においては遮蔽性重視型FGMが、高熱流束環境下においては熱伝達性能重視型FGMが熱応力緩和の点で有利であることを明らかにし、最適材料設計手

Small specimen test techniques for the evaluation of toughness degradation

鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 西山 裕孝; 深谷 清; 斉藤 雅弘*; 三沢 俊平*

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1023 - 1027, 1992/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(92)90629-Y

スモールパンチ(SP)試験を照射材の機械的性質評価に応用し、照射脆化評価を行った。透過電子顕微鏡観察用試験片(3mm0.25mm)を用い、8Cr-2WV,8Cr-2WVTa及び12Cr-1MoVWの3種類のフェライト鋼の延性脆性遷移温度(DBTT)、弾塑性破壊靱性値(J)の評価を行った結果、スモールパンチ試験による推定法の有効性の確認、並びに8Cr-2WVTa鋼の優れた照射特性を明らかにすることができた。