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小野 礼人; 高柳 智弘; 杉田 萌; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計
JAEA-Technology 2021-044, 53 Pages, 2022/03
JAEA-Technology-2021-044.pdf:43.7MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の3GeVシンクロトロン加速器には、1MWの大強度ビームを生成するために開発された電磁石用の電源装置が多数配置されている。これらの電源装置は、陽子ビームの軌道制御の要求に合わせて専用に開発されており、多種多様な出力波形の形式、定格仕様、更には異なる筐体のサイズや電源回路で構成されている。J-PARCは、運転を開始してから10年が経過し、経年劣化を原因とする故障から部品の交換や機器の更新の必要性が生じている。それら機器のトラブルを未然に防ぐことが出来れば、ユーザーの利用時間を計画通り確保でき、成果の最大化に資するとともに、さらには加速器を運用する運転員への負担を軽減することができる。メンテナンスとは、機器を正常な状態に保つことであり、メンテナンスによって故障個所や経年劣化部分を早期に発見して整備することにより、機器の寿命を延ばすことが可能である。本報告書では、電磁石電源グループで実施しているメンテナンス作業の事例を基に、メンテナンス時に必要な手続き、資格等が必要な作業とその注意点、作業を安全に行うための手順書、リスクアセスメントといった資料の作成方法等について報告する。
山口 義仁; Li, Y.
配管技術, 63(12), p.22 - 27, 2021/10
東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえ、原子力発電所に対する地震を起因とした確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)やリスク情報の活用が重要となっている。地震PRAでは、安全上重要な機器や配管などの地震による損傷確率を考慮して、炉心損傷頻度などが求められる。長期間使用された配管では、経年劣化による亀裂などの発生があり得る。亀裂が発生すれば、配管の破壊強度が低減され、地震時の損傷確率が上昇することとなる。そのため、長期間運転された原子炉を対象に地震PRAを実施する際には、経年劣化が機器の損傷確率に及ぼす影響を考慮することが重要である。著者らは、経年劣化の影響に加えて、地震による亀裂進展や破壊を考慮することで、長期間使用された原子炉配管の損傷確率を算出できる解析コードを開発し、妥当性の確認を経て公開した。また、地震による損傷確率を求めるための手順や推奨される手法やモデル,技術的根拠などを取りまとめた評価要領を世界に先駆けて整備し公開した。本論文では、開発した解析コード及び評価要領について説明する。
山口 義仁; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; Li, Y.
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07
地震を起因とした確率論的リスク評価は、原子力発電所の耐震安全性を評価するための重要な手法の一つである。この評価では、地震ハザード,地震フラジリティ及び事故シーケンス評価から炉心損傷頻度が求められる。地震フラジリティ評価に着目すると、亀裂や減肉が発生している経年配管に対する評価には、確率論的破壊力学を適用した評価手法が有効であると考えられる。本研究では、長期間運転した原子力発電所を対象とした確率論的リスク評価手法の高度化を目的に、経年劣化事象を考慮した原子力発電所の代表的な配管系を対象とした地震フラジリティ評価に関する評価要領を整備した。本論文では、評価要領の概要と、評価要領に基づき確率論的破壊力学解析コードを用いた地震フラジリティ評価事例を紹介する。
山口 義仁; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; Li, Y.
JAEA-Research 2020-017, 80 Pages, 2021/02
JAEA-Research-2020-017.pdf:3.5MB
国内では、安全性向上評価に関する運用ガイドが施行されている。原子力発電所の地震に対する安全性を評価する手法の一つとして、地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)がある。この評価では、地震動の作用に対して建屋や機器が損傷する確率である地震フラジリティ、任意の地震動強さとその強さを超過する頻度との関係である地震ハザード及び事故シーケンスから炉心損傷頻度等が求められる。日本原子力学会が定める地震PRAに関する実施基準では、原子力発電所の長期運転により経年劣化事象を無視できない場合、経年劣化事象による地震応答特性の変化又は耐力の低下を考慮して機器等の地震フラジリティを評価することとなっている。この評価において、原子力発電所の長期運転による亀裂又は配管減肉の発生及び進展が確認されている経年配管を対象とする場合は、確率論的破壊力学(PFM)は有力な評価技術である。長期運転された原子力発電所を対象に地震PRAの高度化を図るために、ここで代表的な配管や部位等を対象に、経年劣化事象を考慮した地震フラジリティ評価のための要領を取りまとめた。本評価要領の目的は、破壊力学等の知見を有する地震フラジリティ評価担当者が、本評価要領を参照しながら、別途公開する亀裂を有する経年配管を対象とした地震フラジリティ評価が可能なPFM解析コードPASCAL-SP及び配管減肉を有する経年配管を対象とした地震フラジリティ評価が可能な確率論的解析コードPASCAL-ECを用いることによって、経年配管に対する地震フラジリティ評価を実施できることである。
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。
塚田 隆; 海老根 典也
日本AEM学会誌, 9(2), p.171 - 177, 2001/06
経年劣化とは、各種機器・材料の時間に依存する劣化を意味し、それはプラント構造物の信頼性・安全性及び使用寿命を決定する主要因である。わが国でも既に運転開始後30年を越える軽水発電プラントが出てきており、軽水炉プラントの高経年化に伴う保全技術開発及びその基礎となる材料の経年劣化機構の研究が重視されている。軽水炉本体を構成する材料は、炉内構造材と圧力容器鋼に大別されるが、これらは高温高圧水と中性子・
線照射という、ほかの工業プラントにはない特殊な環境で使用される。軽水炉における材料の経年劣化は、主にこの特殊な環境の影響が材料に蓄積されることにより生じる。軽水炉の高経年化にかかわり考慮すべき経年劣化事象は、炉内構造物については疲労,応力腐食割れ,照射誘起応力腐食割れ,圧力容器については中性子照射脆化,疲労などであり、これらの現象の機構解明と対策技術の開発研究が進められている。さらに今後は、材料の経年劣化を損傷の発生前に検知すること、それに基づき損傷発生の予防策を講じることが重要となる。本報では、軽水炉の炉内構造材及び圧力容器鋼を対象とし、使用材料と環境、主要な劣化損傷現象について概観し、それらの電磁気的手法による非破壊評価の可能性にも触れる。
海老根 典也; 荒 克之
MAG-96-265, 0, p.11 - 24, 1996/12
筆者らは先に原子炉圧力容器の経年劣化を非破壊的に計測評価する方法として、「磁気問かけ法」を提案した。その可能性について、これまで、いくつかの実験と計算機シミュレーションを通して検討を進めてきた。これらの結果をふまえて、磁気問かけ法の妥当性と今後の研究課題を検討した。磁気問かけ法は圧力容器低合金鋼の保磁力を非破壊的に計測し、それより経年劣化(照射硬化・ぜい化)を評価するものである。そこで、圧力容器鋼材の磁気特性と機械特性の相関を調べた結果、保磁力および透磁率は機械的硬さおよび引張り強度との間に良い相関があることがわかった。また、圧力容器厚さ方向の保磁力分布計測にはサイズの異なる2つの磁気ヨークを用いることで計測できる可能性が確認された。肉盛り溶接部の厚さは、磁気問かけ法の実施過程で非破壊的に計測できることが計算機シミュレーション実験で確認できた。
荒 克之; 海老根 典也; 中島 伸也
J. Pressure Vessel Technol., 118(4), p.447 - 453, 1996/11
被引用回数：14 パーセンタイル：63.23(Engineering, Mechanical)原子炉圧力容器の照射劣化を非破壊的に計測するために、新しい方法として「磁気問いかけ法(MIM)」を提案した。本手法は圧力容器の照射誘起硬化と磁気保磁力の間に良い相関があることに着目したものである。圧力容器の局部を肉盛り溶接部を通して磁化し、そのときの圧力容器表面の磁界分布を計測する。この計測分布パターンから圧力容器鋼材部の厚さ方向の保磁力分布を逆推定する。この逆推定には静磁界解析と最適パラメータ推定手法を用いる。推定された保磁力分布から圧力容器の硬化分布、劣化分布に関する重要な情報を引き出す。
入矢 桂史郎*; 久保 博*
PNC TJ1201 95-004, 63 Pages, 1995/03
TRU廃棄物処分場の人工バリアの材料としてセメント系材料(以下「コンクリート」と称す)は有望な候補の一つである。TRU廃棄物処分場の建設される環境条件として、深地層の地下水中の岩盤が有力であるが、コンクリートは地下水中でその中に含まれるイオンおよび廃棄体に含まれる化学成分の影響を受け、次第に劣化していくことが考えられる。これまで、地下水中に存在する主要なイオンとして、塩素イオン、硫酸イオンとセメント硬化体との相互作用について実験的研究を行った。また、地下水中に数十年以上に渡って浸漬されたコンクリートの調査分析も行った。本年度は、TRU廃棄物に含まれるイオンの中で、硝酸イオンを取り上げ、セメントペーストを用いてその影響による変質挙動について実験的研究を行った。硝酸ナトリウム10%溶液中では、セメント中のカルシウムの溶出はほとんど見られなかった。この結果、セメント硬化体は、ナトリウム硝酸塩の水溶液中においてほぼ安定であるといえる。次に、セメント硬化体がベントナイトの性質に与える影響について調査を行い、実験計画の立案を行った。その結果、Na型ベントナイトはセメントのカルシウムの影響を受けてCa型ベントナイトに変化する。次に、Ca(OH)2の影響を受け、モンモリロナイトがゼオライトに変わることが予測される。これらを実験的に確かめるために、バッチ法、透水試験法、電気化学的促進法について実験計画を提案した。最後にスイス、スウェーデン、カナダを訪問し、中低レベルや高レベル処分においてコンクリートがどのように使用されているか、どのような理由でセメントの選定が行われているか、また、どのような研究が行われているかについて調査を行った。
入矢 桂史郎*; 玉野 達*
PNC TJ1201 94-005, 56 Pages, 1994/03
コンクリート(セメント系材料の総称としてコンクリートと称す)は、放射性廃棄物処分場において、固化体、緩衝材、支保工等の人工バリアへの利用が検討されている。コンクリートは、任意の形状に加工でき、施工性に優れており、ベントナイトに比べて高強度であるなど物理的にも優れている。さらに、化学的には、pH13程度の高アルカリを示すため、核種の放出を抑制する雰囲気を作る効果がある。しかし、コンクリートは石灰石を主原料として焼成した人造材料で、発明され、実用化されてから現在まで200年程度しか経過しておらず、処分場の性能評価で要求される長期の変化・変質については、十分解明されていない部分が多い。本研究は、コンクリートを変質させる要因として、塩素イオン、硫酸イオン、炭酸イオンを取り上げ、劣化解析に資する変質挙動のデータを取得するとの観点から、各溶液の濃度を一定とし、温度を促進条件として、バッチ法、カラム法の2種類の方法により、変質挙動の調査を行った。また、コンクリートの劣化モデルの調査として、物質のコンクリート中の拡散に着目して、コンクリート工学の分野でどの程度研究が進んでいるかを調査した。その結果、バッチ法の試験から次のことがわかった。1)NaCl溶液中でフリーデル氏塩が、Na/SUB2/SO/SUB4溶液中ではエトリンガイドが生成される典型的な変質パターンが認められた。生成割合の経時変化をみると溶液に漬して、約2ヵ月後にその最高値を示し、以下横ばいの状態となった。2)いずれの溶液においても 固相では水酸化カルシウムが減少し、炭酸カルシウムが生成される炭酸化が進行している。その生成量は3ヵ月までが多く、それ以後漸減し、1年に到っている。3)C-S-Hゲルの割合も溶液浸漬後2ヵ月で若干減少しているが、その後、変化が見られない。4)溶液の分析結果では、いずれの溶液もカルシウムの溶出により、溶液中のカルシウム濃度が上昇している。その溶出量は浸漬後2ヵ月が最も多く、以下漸減している。Caの溶出量は、NaCl溶液が最も多い。カラム法による促進実験の結果をEPMAで分析し、カルシウム、シリカ等の分布を調査した結果、1)いずれの溶液でも表面のカルシウム量の低下が認められた。その低下する範囲は、1年浸漬で表面から5mm程度であった。2)シリカについては、ほとんど変化がなかった。
村松 健
日本原子力学会誌, 36(5), p.387 - 390, 1994/00
原子力発電プラントの長寿命化の可能性を検討するにあたっては、プラントの安全性への経年変化の影響を評価しておく必要がある。原子力発電プラントは、経年変化により様々な形で影響を受けるが、一方で設備の信頼性低下を防止するために試験、点検等の保守管理がなされており、また万が一の事故発生に備えて多重の安全設備が設けられている。従って、経年変化の安全性への影響を評価するには、経年変化の機器信頼性への影響と共に、保守管理の在り方やプラントの安全設計等を総合的に考える必要がある。その一手段として確率論的安全評価(PSA)の適用が注目されており、米国を中心に、運転経験データの統計的分析や確率論的破壊力学に基づいて経年変化の影響を考慮するPSA手法の開発が進められている。本解説では、その手法開発の現状と今後の課題について述べる。
瓜生 満; 篠原 孝治; 山本 勝; 里子 博幸; 照井 新之助
PNC TN8410 92-074, 133 Pages, 1992/04
本報告書は、経年変化対応策の一環として、建設工務管理室において実施した経年変化評価手法等の調査・検討の結果をまとめたものである。平成3年度においては、経年変化対応策安全研究総合計画の策定、建物劣化診断優先度判定法の開発、経年変化評価手法の検討を目的とした予備調査の実施等、建物を重点に調査・検討を進めてきた。予備調査の内容としては、建物の維持管理に必要な基本的条件を明確に記録・保存するための構造等仕様リストの作成及び建物の管理者が特別な装置を使用せずに建物の外観の異常箇所を目視で日常的に点検できる劣化診断チェックリストの作成を行うとともに、建物劣化診断優先度判定法により選考された一部の建物について劣化状況概要調査(内部実施)を実施した。また、既に一般産業界で開発されている劣化診断技術及び評価手法等についても調査を行い、複数の劣化診断技術により選考された再処理工場等の建物について調査を実施した。調査の結果、一部の建物を除き経年に伴う劣化が進行していることを確認するとともに、各種劣化診断技術の有効性を把握した。
大林組*; 鹿島建設*; 清水建設*; 大成建設*
PNC TJ1449 91-006, 68 Pages, 1991/01
コンクリートは放射線廃棄物の処理において、固化体、緩衝材、グラウト材、シール材及びプラグ材などとしての利用が検討されている。本研究は、自然条件下で長期間にわたって変質の進行したコンクリートの変質挙動に関する文献調査を行い、コンクリート構造物から変質したコンクリート試料を採取して、その試料の変質状態の調査研究を行ってきた。本年度は、さらにコンクリートの長期変質挙動に関するデータを蓄積することを目的として、コンクリート構造物から採取した試料についてその変質状況について試験検討を行った。試料採取を行ったコンクリート構造物は、昭和13年に建設(52年経過)された東京都心のビル及び昭和4年に建設(61年経過)された横浜新港の埠頭である。得られた試料について、その変質に関する各種の試験を行うと同時に、長期の変質挙動の予測手法に関する文献調査を行い、以下が明らかになった。(1)コンクリートの変質過程について 試験したコンクリートは、それ程変質していないようである。これは、ビルのコンクリートコアは地下3階外壁から、埠頭のコンクリートブロックは海水面下から採取され、両試料とも比較的に安定した環境にあったためであると考えられた。(2)変質挙動の予測手法に関連する文献について コンクリートの長期の変質挙動の予測手法や実際の変質程度を検討した結果と比較検討が可能な研究は少なかった。
Cr-1Mo鋼の材料性能の現状古平 恒夫; 奥 達雄; 鈴木 雅秀; 深作 清
JAERI-M 85-170, 36 Pages, 1985/10
本報告書は、多目的高温ガス実験炉(VHTR)の最も重要な耐圧構造コンポーネントである原子炉圧力容器(第1種容器)への2 1/4Cr-1Mo鋼の適用に関して、現状と課題をまとめたものである。すなわち、設計及び運転等の条件をベースに、要求される特性、それを基にした材料選定の考え方、材料の製造仕様、そしてこの仕様に基づいて製造した材料の性能と経年劣化を考慮した圧力容器の健全性評価検討例を述べ、高純度低SiのNT材(JIS SCMV4-2,ASTM A387 Grade22,cl.2)の採用の妥当性が示されている。
