原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL5の使用手引き及び解析手法

高見澤 悠; Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.

JAEA-Data/Code 2022-006, 221 Pages, 2023/02

JAEA-Data-Code-2022-006.pdf:4.79MB

原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要機器の1つであり、中性子照射等に伴う高経年化を考慮した構造健全性確保が極めて重要である。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(JAEA: Japan Atomic Energy Agency)では、RPVの構造健全性評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、加圧水型軽水炉(PWR: Pressurized Water Reactor)及び沸騰水型軽水炉(BWR: Boiling Water Reactor)を対象に、影響因子が持つ不確実さを考慮し、加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)事象や低温過圧事象(LTOP: Low-Temperature Over Pressure)等の過渡によるRPVの炉心領域部の破損確率や破損頻度を求めるものである。破壊力学や確率論的計算手法等に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の導入を進めるとともに、系統的なコード検証活動を通じて信頼性向上を図ってきた。平成12年度に公開したPASCALでは、PWRのPTS事象を対象に、RPVの破損確率を解析する基本的な枠組みを整備した。平成18年度に公開したPASCAL2では、内部亀裂の評価手法や様々な非破壊検査による亀裂の検出性に関する評価モデル等を導入し、過渡事象データベースを整備した。平成22年度に公開したPASCAL3では、肉盛溶接クラッド部に着目して、亀裂の評価機能等を改良した。平成29年度に公開したPASCAL4では、応力拡大係数解や破壊靭性の不確実さを考慮した評価モデル等の改良により解析機能の高度化を図るとともに、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、不確実さを考慮した信頼度評価機能等を整備した。平成30年度以降は、これまでPWRのPTS事象を対象としたRPV内面側亀裂の評価機能に加えて、BWRの起動事象、LTOP事象等を想定したRPV外面側亀裂の評価機能等の整備を進めてきた。これらの機能整備を踏まえ、国内PWR及びBWRのRPVを対象とした確率論的健全性評価に資する解析コードとして、PASCAL5へとバージョンアップした。PASCAL5はPFM解析モジュールであるPASCAL-RV、PASCAL-RVの入力データの生成やRPV炉心領域部を対象とした破損頻度の算出を行うモジュールであるPASCAL-Manager、付録として附属する簡易的な熱応力解析を

伝熱管破損伝播事象に対する数値解析コードLEAP-IIIの開発

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00353_1 - 19-00353_6, 2020/03

https://doi.org/10.1299/transjsme.19-00353

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。

蒸気発生器における伝熱管破損時長時間事象進展解析コードLEAP-IIIの開発

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 栗原 成計; 浜田 広次; 大島 宏之

JAEA-Research 2017-007, 61 Pages, 2017/07

JAEA-Research-2017-007.pdf:4.3MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器に対する安全評価では、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが必要である。既往研究において、ウェステージ型破損伝播を伴う長時間事象進展解析コードLEAP-IIが開発されたが、将来炉の新型SGでは水・蒸気系の高温・高圧化が指向されていることから、高温ラプチャ型破損伝播も評価対象に含めることが重要な課題となっている。そこで、本研究では高温ラプチャの発生有無を評価する解析モデルを構築し、LEAP-IIコードへ導入した。本解析モデル導入後の解析コードをLEAP-IIIとした。本解析モデルの機能確認として、伝熱管群の存在する体系におけるナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施した。本解析では水リーク管周辺における模擬伝熱管で高温ラプチャが発生する結果が得られ、解析モデルが正しく機能し、なおかつ保守的な評価結果を与えることを確認した。

Nuclear thermal design of high temperature gas-cooled reactor with SiC/C mixed matrix fuel compacts

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.814 - 822, 2016/11

原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。

「もんじゅ」タギング法破損燃料検出装置の性能確認,1

諸橋 裕子; 鈴木 敏

JAEA-Technology 2014-045, 116 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-045.pdf:33.37MB

もんじゅの破損燃料検出装置(FFDL)は、タグガスにより破損燃料を同定するタギング法を採用している。これはあらかじめ燃料集合体ごとに同位体組成比の異なるKrとXeの混合ガスを各燃料ピンに封入しておき、燃料破損時に1次Arガス系へ放出されたタグガスを回収、同位体組成比を分析し、破損燃料を同定するものである。設計上、希ガス濃縮率200倍以上で破損燃料を同定できるとされており、過去の試験では、希ガス濃度1ppmの試料ガスにて200倍以上の濃縮率を確認している。一方、燃料破損時にはタグガスのKr, Xeは極低濃度希ガスとなることが想定されるため、このような極低濃度希ガスに対しても設計上の要求を満たす濃縮率であることを確認する必要がある。また、FFDLには1次Arガス系の希ガスBG濃度を測定することも求められている。以上を踏まえ、極低濃度希ガスによる希ガス濃縮率確認試験を実施した。さらに、この試験で得られた希ガス濃縮率を用いて、現状の1次Arガス系Arガス中の希ガスBG濃度を評価した。FFDL単体運転による希ガス濃縮率確認試験の結果、極低濃度希ガスに対して数万倍の濃縮率が得られ、設計上の要求を満たすことを確認した。

RIA-simulating experiments on high burnup PWR fuel rods with advanced cladding alloys

杉山 智之; 更田 豊志; 小澤 正明*; 永瀬 文久

Proceedings of 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance, p.544 - 550, 2004/09

改良被覆管を備えた燃焼度約60GWd/tのPWR UO燃料を対象として2回の反応度事故模擬実験を行った。MDA被覆及び大粒径(約25m)ペレットを備えた燃料棒に対しピーク燃料エンタルピー条件435J/gで実施したOI-10実験では、約0.7%の被覆管周方向残留歪が生じた。一方、ZIRLO被覆及び従来ペレットの燃料棒に対して行ったOI-11実験では、燃料エンタルピーが500J/gに達した時点でペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)による燃料破損が生じた。発熱部全長に及ぶ縦割れが被覆管に生じ、微粒子化した燃料ペレットが冷却水中に放出された。破損時の燃料エンタルピーは、当該燃焼度に対するPCMI破損しきい値209J/gを大きく上回っていた。本実験の結果は、従来のジルカロイ4と比較し、耐食性が向上した被覆管がPCMI破損に対してより大きな安全余裕を持つことを示した。

水素吸収被覆管の円周方向機械特性評価

北野 剛司*; 更田 豊志; 上塚 寛

JAERI-Research 2001-041, 24 Pages, 2001/08

JAERI-Research-2001-041.pdf:2.75MB

水素化物リム生成が被覆管の円周方向機械特性に与える影響を定量的に評価するために、人工的に水素化物リムを生成させた被覆管の改良リング引張試験を実施した。室温における試験の結果、水素化物リムは脆く、変形初期において亀裂が生じるため、破断歪みは水素化物リム厚さの増加とともに著しく減少することがわかった。一方、573Kにおける破断歪みは、リム部の水素化物密度にも依存し、比較的厚い水素化物リムが生成していても、その密度が低い場合は大きな値を示した。延性-脆性のしきいとなる水素化物密度があり、そのしきい密度が温度とともに大きくなるため、水素化物密度の小さいリムは延性を示し、その結果、比較的厚い水素化物リムが生成している場合でも破断歪みは大きくなると考えられる。

An Overview of reactivity initiated accident behavior of rock-like fueled pressurized water reactors

秋江 拓志; 中村 武彦

Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.363 - 370, 2001/02

https://doi.org/10.1016/S0149-1970(00)00136-0

プルトニウム岩石型酸化物燃料(ROX燃料)は燃料温度係数が小さく、反応度事故(RIA)時のふるまいが大変厳しくなる。これを改善するために、ROX燃料中にUO,ThO,ErO等を添加したり、あるいはUO燃料炉心中に部分的にROX燃料集合体を装荷するなどして燃料温度係数の値を大きくしたROX-PWR炉心の設計研究を行った。設計研究の一方、ROX燃料ピンのRIA時の挙動を実験的に検討するため、NSRRにおけるパルス照射を行った。現行のUOピンとROXピンではRIA時の破損のメカニズムは異なるものの、燃料単位体積あたりのRIA時エネルギー蓄積量で表した燃料ピンの破損しきい値はUOとROXで同程度となることがわかった。

岩石型及びイナートマトリクス系燃料

山下 利之

日本原子力学会「高度燃料技術」研究専門委員会報告書, p.467 - 474, 2001/00

余剰Puを消滅させるための岩石型燃料(ROX)と不活性マトリクス燃料の研究の現状を紹介した。ワンススルー燃焼のROX-LWRシステムは、核拡散抵抗性,環境安全性及びPu消滅率の観点から優れた特徴を有する。不活性マトリクス及び燃料照射の研究から、最も有望なROX燃料として、Puと若干の添加物を加えた安定化ジルコニア粒子をスピネルマトリクス中に均質分散させた粒子分散型燃料を提案した。また、炉心安全解析から、ROX燃料装荷PWRは反応度事故や冷却水喪失事故条件下でも現行UO装荷PWRと同等の安全性を有することが示された。反応度事故を模擬したパルス照射試験においても、ROX燃料の破損しきい値はUO燃料と同等であることがわかった。ROX燃料を用いた場合のPu消滅量はMOX燃料と比べ約2倍となる。

NSRR実験用水塊速度計; 特性及びデータ処理方法

杉山 智之; 更田 豊志

JAERI-Tech 2000-067, 29 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-067.pdf:2.08MB

NSRRでは、反応度事故条件下における燃料挙動を明らかにするため、燃料のパルス照射試験を実施している。燃料が破損した場合に懸念される事象のひとつとして、原子炉容器内での機械的エネルギー発生が挙げられる。ここで、機械的エネルギーとは、燃料破損に伴い発生し得る水撃力及び衝撃圧力が持つエネルギーを意味しており、原子炉構造物の破損を引き起こし得るものである。よって、原子炉の安全性を評価するうえで、機械的エネルギー発生量は必要不可欠な情報である。NSRR実験では、水撃力による機械的エネルギー発生量を、燃料破損時に飛び上がる水塊の運動エネルギーとして評価している。その際、水塊の上昇速度を計測するために、浮き子式の水塊速度計を用いている。本報告書は、この水塊速度計の特性及びNSRR実験におけるデータ処理方法をまとめたものである。