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石井 克典; 守田 圭介; 野口 弘喜; 青木 健; 水田 直紀; 長谷川 武史; 永塚 健太郎; 野本 恭信; 清水 厚志; 飯垣 和彦; et al.
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/09
JAEA initiated the HTTR heat application test project coupling a hydrogen production facility to the HTTR (high temperature engineering test reactor). The project aims to establish "coupling technologies" between HTGR and hydrogen production achieving large-scale, stable and economically competitive carbon-free hydrogen production using the HTGR heat. Important considerations towards establishment of coupling technologies are development of system technologies for HTGR hydrogen production systems and components required for coupling between two facilities. This paper explains a system concept of the HTTR heat application system which can maintain safe and stable operation of the HTTR against temperature transients induced by abnormal events in a hydrogen production plant with the results of operational scheme as well as heat and mass balance of the system. Development plans for hot gas duct, high temperature isolation valves and helium gas circulators are also presented.
奥田 貴大; 高橋 英樹*; 渡壁 智祥
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00075_1 - 23-00075_9, 2023/08
近年、原子力発電プラントにおける配管耐震設計を合理的化するため、塑性変形とそれに伴う配管自体のエネルギー散逸を考慮した設計手法の開発が期待されている。本検討では配管系全体の地震応答に対して、支持構造の塑性変形の影響の程度を調査するために、広い範囲にわたって一連の地震応答解析を実施した。解析は配管と支持構造の塑性変形について、(1)両方とも考慮しない、(2)配管のみ考慮する、(3)支持構造のみ考慮する、(4)両方とも考慮する、の4ケースについて実施した。
Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫; Li, Y.; 山口 義仁
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 7 Pages, 2022/07
The structural integrity assessment of pipes with circumferential surface flaw under the plastic collapse regime consists of net section collapse analysis. In recent years various researchers showed that this analysis, which has been developed based on classic beam theory, suffers from certain inaccuracies. As such, assessment purely based on net-section collapse and beam theory can reveal both conservative and unconservative results. To address those inaccuracies, in this paper authors introduced a correction factor which aims to mitigate the difference between the ASME B&PV Code Section XI equations and the experimental results. This correction factor is calculated using an empirical formula developed on the basis of a large experimental database of pipe collapse bending tests containing variety of diameter, thickness, flaw depth and flaw length values. Within this work, authors took a systematic approach to identify the most influencing factors on such a correction factor and showed that by applying this correction factor to the current solution of ASME B&PV Code Section XI, this solution becomes more accurate. This corrected approach also is in line with ASME B&PV Code Section XI Appendix C practice for axial flaw in pipes, where a semi-empirical correction factor has been considered as well.
山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 4 Pages, 2022/07
Four-point bending tests without internal pressure were performed for Type 304 stainless steel pipes with circumferential flaws at room temperature. The specimens are 1-inch diameter (33.7 mm) Schedule 160 pipes (6.3 mm wall thickness). The flaws were part-through flaws located at the pipe external side. The flaw angles are from 120
to 240, and the flaw depths are two cases of 50% and 75% of the wall thickness. Plastic collapse stresses obtained from experiments were compared with those calculated using Limit Load Criteria from Appendix C of the American Society of Mechanical Engineers Code Section XI. Limit Load Criteria were developed using flow stress at flawed section of the pipe. The plastic collapse stress test results were larger than those of the calculation results. For flaws with flaw depths less than 50% of the wall thickness, the experimental stresses were significantly large. The Limit Load Criteria given by Section XI provide conservative collapse stresses and could be improved.
山口 義仁; 西田 明美; Li, Y.
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 7 Pages, 2022/07
原子力発電所おける配管減肉は重要な経年劣化事象の一つである。また近年、日本のいくつかの原子力発電所は大きな地震を経験している。そのため、長期間運転した原子力発電所を対象とした地震を起因とした確率論的リスク評価において、減肉と地震による応答応力の両方を考慮した配管系の地震フラジリティ評価が、重要となっている。本研究では、原子力機構が開発した減肉配管を対象とした破損確率解析コードPASCAL-ECに、減肉配管の地震応答応力の算出モデルや減肉配管の破壊評価法など、減肉配管の地震フラジリティを評価可能とする機能を導入した。また、整備した解析コードを用いて、地震フラジリティの評価事例を整備した。
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.
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。
町田 秀夫*; 小泉 悠*; 若井 隆純; 高橋 宏治*
日本機械学会M&M2019材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.OS1307_1 - OS1307_5, 2019/11
本研究では、変位制御荷重を受ける管の破壊試験と破壊解析を実施した。ナトリウム冷却原子炉配管における破断前漏洩(LBB)の実現可能性を評価する上で重要な周方向貫通亀裂を有する管の破壊挙動を把握するため、直管とエルボの間の溶接線に周方向貫通亀裂を有する管に対する破壊試験をで実施した。その結果、180度の大きな周方向貫通亀裂があっても、変位制御荷重条件において不安定破壊が生じないことがわかった。材料の引張試験結果に基づいて設定されたGursonのパラメータを使用して、管の破壊解析を実施したところ、解析結果と試験結果とよく一致し、ナトリウム冷却原子炉配管の破壊挙動を予測することが可能であることが分かった。
真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(3), p.031505_1 - 031505_8, 2019/07
亀裂を有する原子力構造物の健全性評価には、決定論的な破壊力学に基づく手法が用いられている。一方で、影響因子の不確実性の考慮及び構造物の破損確率の定量評価が可能であるという理由から、確率論的破壊力学(PFM)に基づく手法の実用性が期待されている。原子力機構ではこれまでに、沸騰水型原子炉水質環境中における粒界型応力腐食割れや疲労等の経年事象を考慮した原子力配管の破損確率の評価を目的として、PFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めてきた。近年国内では加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れ(PWSCC)に起因する亀裂がニッケル合金溶接部において確認されていることを踏まえ、その構造健全性評価が重要となっている。本論文はPWSCCを考慮した一次系配管の評価を目的として、PASCAL-SPに整備した機能について示すものである。PWSCCに関連する確率論的評価モデルとして、亀裂の発生、進展、貫通亀裂からの漏えい量の評価及び非破壊検査による亀裂の検出等のモデルを整備した。また、解析コードによる応力拡大係数の計算精度の向上を図った。評価事例としてPWSCCに起因する周方向及び軸方向亀裂を有するニッケル合金溶接部を対象とした破損確率の評価を示した。加えて、非破壊検査及び漏えいの検知が破損確率に及ぼす影響を評価した。評価結果を踏まえて、改良したPASCAL-SPがPWSCCを考慮した一次系配管の破損確率評価に有用であると結論付けた。
西村 昭彦
第62回光波センシング技術研究会講演論文集, p.79 - 86, 2018/12
蓄熱プラントは極めて有用であり膨大な再生可能エネルギーの変動を安定化させる。蓄熱プラントの安全な運転にとって、FBGによる遠隔計測が期待される。このFBGセンサはピコ秒レーザ加工により製作された。耐熱性を最大限発揮させるため、銀コロイド接着剤を使用して金属モールドの中に埋め込んだ。模擬実験のため敦賀地区にあるナトリウム循環ループを使用した。ナトリウムは500Cの温度で配管内を循環する。実験中、緊急冷却が生じ配管収縮が記録された。先進的な遠FBGセンサを活用した隔計測技術が、蓄熱プラントが提案された。
長谷川 邦夫; Li, Y.; Mare
, V.*; Lacroix, V.*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 5 Pages, 2018/07
周方向の表面欠陥を有する管の曲げによる塑性崩壊応力はASME Code Section X Appendix C-5320の式により推定される。この式は、管の内外表面欠陥に適用される。著者らは欠陥部分の管の平均半径を考慮し、内外表面欠陥を有する管の塑性崩壊応力式を導いた。その結果、外表面欠陥を有する管の塑性崩壊応力はAppendix Cの式から得られる応力より小さく、内表面欠陥の応力はAppendix Cの応力より大きいことを見出した。
真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
亀裂を有する原子力構造物の健全性評価には、決定論的な破壊力学に基づく手法が用いられている。一方で、影響因子の不確実性の考慮及び構造物の破損確率の定量評価が可能であるという理由から、確率論的破壊力学(PFM)に基づく手法の実用性が期待されている。原子力機構ではこれまでに、沸騰水型原子炉水質環境中における粒界型応力腐食割れや疲労等の経年劣化事象を考慮した原子力配管系の破損確率の評価を目的として、PFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めてきた。近年国内では加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れ(PWSCC)に起因する亀裂がニッケル合金溶接部において確認されていることから、その構造健全性評価が重要となっている。本論文は、PWSCCを考慮した一次系配管の評価を目的としたPASCAL-SPの改良について示すものである。PWSCCに関連する確率論的評価モデルとして、亀裂の発生、進展及び非破壊検査による亀裂の検出等のモデルを整備した。また、応力拡大係数の計算精度の向上を図った。評価事例としてPWSCCに起因する周方向及び軸方向亀裂を有するニッケル合金溶接部を対象とした破損確率の評価を示した。加えて、非破壊検査が破損確率に及ぼす影響を評価した。評価結果を踏まえて、改良したPASCAL-SPがPWSCCを考慮した一次系配管の破損確率評価に有用であると結論付けた。
西村 昭彦; 竹仲 佑介*
スマートプロセス学会誌, 6(2), p.74 - 79, 2017/03
ピコ秒レーザーによる点描加工による耐熱FBGセンサの製作とステンレス配管への実装結果についての成果である。実装には、ナノ銀コロイド接着剤を使用した。耐熱FBGセンサの製作には、ピコ秒パルスレーザーと顕微鏡及び微動ステージの組み合わせにより実施した。ステージの等速運動の制御により、1530nmから1560nmの範囲において、半値全幅2から3nmのライン幅のFBGセンサの製作に成功した。500度を超えるナトリウムループの熱膨張の監視技術として、高速炉の保全はもとより石油化学プラントや製鉄設備など、様々な高温産業プラントの安全性向上に資することができる。
江原 真司*; 高村 宏行*; 橋爪 秀利*; 山野 秀将
International Journal of Hydrogen Energy, 41(17), p.7139 - 7145, 2016/05
被引用回数：7 パーセンタイル：18.31(Chemistry, Physical)本研究では、約1,000,000までの高レイノルズ数領域を扱う日本のナトリウム冷却高速炉のコールドレグ配管の1/7縮尺モデル試験体を含む実験装置を用いて流動可視化及び圧力測定を実施した。流れ場に関して、流動はく離が第3エルボ内側に現れた。しかしながら、そのはく離域は、第1エルボのそれより主流方向と垂直な方向には小さく、周流方向には大きかった。これは、第2エルボ下流で形成される旋回流が多少減衰しつつも第3エルボに流れ込むからであると考えられる。圧力変動試験から、エルボ下流0.0D
0.4D(Dは配管直径)の領域において、無次元周波数であるストローハル数が約0.4で圧力変動の卓越周波数が現れることが分かった。また、出口側下流の0.75Dの領域では、ストローハル数が約0.7で弱いピークが見られた。
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。
江原 真司*; 高村 宏行*; 橋爪 秀利*; 山野 秀将
Proceedings of 17th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES 2015) (CD-ROM), 6 Pages, 2015/10
本研究では、約1,000,000までの高レイノルズ数領域を扱う日本のナトリウム冷却高速炉のコールドレグ配管の1/7縮尺モデル試験体を含む実験装置を用いて流動可視化及び圧力測定を実施した。流れ場に関して、流動はく離が第3エルボ内側に現れた。しかしながら、そのはく離域は、第1エルボのそれより主流方向と垂直な方向には小さく、周流方向には大きかった。これは、第2エルボ下流で形成される旋回流が多少減衰しつつも第3エルボに流れ込むからであると考えられる。圧力変動試験から、エルボ下流0.0D0.4D(Dは配管直径)の領域において、無次元周波数であるストローハル数が約0.4で圧力変動の卓越周波数が現れることが分かった。また、出口側下流の0.75Dの領域では、ストローハル数が約0.7で弱いピークが見られた。
西村 昭彦; 寺田 隆哉; 竹仲 佑介*; 古山 雄大*; 下村 拓也
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07
2007年より、原子力機構ではレーザー・光技術を用いた構造健全性の監視技術開発を実施してきた。超短パルスレーザー加工によるFBGセンサが最有力手段である。耐熱性を最も有効に活かすためにレーザー肉盛り加工により埋め込みを行った。ステンレス鋼材に溝加工を施した。熱源にはQCWレーザーを使用し、フィラーワイヤを溶接した。溶接ビードは良好なものとなった。FBGセンサはしっかりと固定されたが、反射スペクトルに劣化は認められなかった。FBGセンサは衝撃や音響振動を効果的に検出することができた。加熱により6nmの反射ピークのシフトが得られ、これは600度の温度上昇に相当する。FBGセンサを固定するための小型レーザー肉盛り装置についても紹介を行った。
伊藤 裕人*; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之*
JAERI-Data/Code 2005-007, 118 Pages, 2005/09
JAERI-Data-Code-2005-007.pdf:5.23MB
軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、確率論的破壊力学解析コードであるPASCAL-SC及びPASCAL-EQを開発した。これら両コードは、安全上重要な配管溶接部の破損確率をモンテカルロ法により評価するものである。PASCAL-SCは経年劣化事象として応力腐食割れ(SCC)を対象とし、またPASCAL-EQは地震荷重等による疲労き裂進展を対象としたコードである。これらのコードは、破壊力学の最新の知見や計算機性能向上を踏まえ、非定常な地震荷重によるき裂進展が評価可能であると同時に、応力拡大係数や破断判定法に最近の破壊力学的知見が盛り込まれている。また、GUIによる入力データ作成,解析(計算)実行,解析結果のグラフ描画が可能であり、操作性の向上も図られている。本報告書は、PASCAL-SC及びPASCAL-EQの使用方法と解析理論及び手法をまとめたものである。
シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム
JAERI-Tech 2004-049, 44 Pages, 2004/06
JAERI-Tech-2004-049.pdf:7.21MB
柏崎刈羽原子力発電所1号機において、原子炉再循環系配管の溶接継手部にひび割れ(以下、き裂)が確認された。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中に随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査により、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は、管内表面の溶接部近傍に発生しており、深さは7mm程度であった。(2)き裂部破面のほぼ全体が粒界割れであった。(3)管内表面のき裂開口部には深さ100
m程度の範囲で粒内割れを含む部分があり、その部分には加工により形成された金属組織及び硬さの上昇が見られ、き裂は硬さの最も高い部分の付近で発生していた。(4)き裂近傍の結晶粒界近傍においてごくわずかにCr濃度が低下していた。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近で発生したと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であり、材料の硬さと関係があると結論される。
