Improved Bayesian update method on flaw distributions reflecting non-destructive inspection result

勝山 仁哉; 宮本 裕平*; Lu, K.; 真野 晃宏; Li, Y.

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/PVP2020-21430

原子力機構では、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象等の過渡事象を考慮し、原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を算出するための確率的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL4の開発を進めている。亀裂のサイズや密度等の欠陥分布は、PFM解析の破損頻度を算出する上で重要な影響因子であることがよく知られている。NUREG-2163では、非破壊検査(NDI)の結果を反映するベイズ更新手法が提案されているが、NDIにより欠陥指示がある場合にのみ適用可能である。RPVの検査結果として欠陥指示がない場合があることから、我々は以前、NDIの結果として欠陥指示がある場合とない場合の両方に適用可能な尤度関数を提案した。しかし、これらのベイズ更新手法では、両者に相関のあると考えられる亀裂のサイズと密度を独立に更新する尤度関数が適用されている。本研究では、尤度関数をさらに改善し、亀裂のサイズと密度を同時に更新できるようにした。また、その尤度関数に基づきベイズ更新及びPFM解析を行い、その有用性を示した。

Development of electromagnetic non-destructive testing method for the inspection of heat exchanger tubes of Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 2; Detection of flaws on the inner surface using electromagnetic waves

佐々木 幸太*; 遊佐 訓孝*; 若井 隆純; 橋爪 秀利*

Electromagnetic Nondestructive Evaluation (XVIII), p.244 - 251, 2015/06

https://doi.org/10.3233/978-1-61499-509-8-244

This study reports evaluations of applicability of a microwave nondestructive testing method for a flaw inside heat exchanger tubes in JSFR, which is a straight long-range tube whose diameter is 11.0 mm. Design of microwave probe profile on the basis of numerical simulations on transmission characteristics at the probe are carried out and the plate-structure microwave probe which enables to largely introduce microwaves into a pipe is confirmed. Experimental evaluations using straight brass pipe whose diameter and length are 11.0 mm and 12.0 m, respectively, reveal that good agreement between predicted location of a flaw and true locations.

中性子ラジオグラフィーによる核融合実験炉用ダイバータターゲットプレートモデルの非破壊検査

石山 新太郎; 松林 政仁; 秋場 真人

日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.439 - 448, 2002/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.1.439

アーマータイル(25mm25mm10mmt)と冷却基盤(120mmL25mm25mm)間のろう接部に剥離欠陥のある核融合実験炉用ダイバータターゲットプレートモデルを用いて中性子ラジオグラフィー法(NRG),X線ラジオグラフィー法(XRG),赤外線サーモグラフィー法ならびに超音波法を適用した非破壊検査を実施し、下記結論を得た。(1)熱伝導解析を行った結果、ターゲットプレートの伝熱除熱機能に極めて重大な影響を与える欠陥としてアーマータイルと冷却基盤間に介在する約3mm程度の剥離欠陥があげられる。(2)したがって、ターゲットプレートの非破壊検査では少なくともアーマータイルと冷却基盤間に介在する約3mm程度の剥離欠陥に対して十分な検出感度を有する非破壊検査技術が必要である。(3)この欠陥に対して、超音波法ではアーマータイルによる超音波の散乱減衰により剥離欠陥の検出ができなかった。また、赤外線サーモグラフィーでは、剥離欠陥の直接的な情報は得られなかったが、伝熱流動解析の結果、欠陥に起因する温度差から3mm程度の欠陥の検出ができる可能性が示された。(4)一方、NRG及びXRG法では、本研究で検討した非破壊検査法の中では0.5mm以下の欠陥に対して最も高い検出感度を有するものであることがわかった。さらに、NRG法により得られた欠陥画像により最も信頼性の高い欠陥情報が得られることが明らかとなった。

ゴム系Oリングを使用したHeガスの透過漏洩抑制法

大場 敏弘; 井上 広己*; 菊地 泰二; 高 勇; 千葉 雅昭; 石川 和義; 津田 和美*; 武山 友憲; 磯崎 太*; 照沼 勲*; et al.

NIFS-MEMO-36, p.121 - 124, 2002/06

原子力機器である容器等は厳重な機密性が要求されることから、これらの容器に対して極めて精度の高い漏洩検査が実施され、健全性の確認が行われている。この精度の高い検査法として、透過性の高いヘリウムガスを使用するヘリウム漏洩検査法が広く利用されている。しかし、このヘリウムガスは透過性が高いために漏洩検査のシール材として用いられるゴム系Oリングを透過漏洩して、検査を妨害する要因となる場合もある。著者等は、この問題を回避するためにゴム製Oリングを二重に装着する方法を考案し、この方法について実験を行った。その結果、予測を遥かに上回る透過漏洩の遅延現象が観察され、この現象を解析した。この結果、フランジに二重に装着したOリング間の空間の存在が、ヘリウムガスの透過漏洩を抑制する極めて有効な作用をすることがわかった。

Manufacturing and maintenance technologies developed for a thick-wall structure of the ITER vacuum vessel

小野塚 正紀*; Alfile, J. P.*; Aubert, P.*; Dagenais, J.-F.*; Grebennikov, D.*; 伊尾木 公裕*; Jones, L.*; 小泉 興一; Krylov, V.*; Maslakowski, J.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 55(4), p.397 - 410, 2001/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00185-5

ITER真空容器厚肉(60mm)構造体の製造及び保守時に必要となる溶接技術、切断技術、非破壊検査方法及びそれらの遠隔操作機器を開発した。オーステナイトステンレス製厚板に対しては、TIG溶接、プラズマ切断、超音波検査などの従来技術を改良し、溶接速度の向上(.12m/min)、切断幅の極小化(0mm)、欠陥サイズの特定化(板厚の%)を図るなどの最適化を行った。またコスト及び技術的性能の観点より期待されている低圧力電子ビーム溶接(速度.2m/min)、多層パスYAGレーザ溶接(速度.5m/min)、YAGレーザ切断(mm切断幅)及び電磁超音波探触子(探傷に媒体不要)を用いた検査技術などの最新手法検討も行った。さらにこれらの溶接、切断、検査装置を保持し、遠隔操作に供する機器について、局所減圧容器を含む電子ビーム溶接機器などの重量機器(N)保持用とその他の軽量機器(00N)保持用の二種類の遠隔操作機器の検討を行った。その内、現時点では軽量機器保持用遠隔操作機器の製作が行われ、モックアップなどでの溶接試験などに適用し、その有効性が示された。

軽水炉構造材料の経年劣化; 炉内構造材と圧力容器鋼

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。

博士研究員による平成9年度及び平成10年度研究概要報告

技術協力課*

JNC TN1400 2000-006, 68 Pages, 2000/07

JNC-TN1400-2000-006.pdf:2.18MB

機構は、博士の学位をもった若手研究者の人材育成を図るため、平成9年度から博士研究員制度を導入した。同制度は、機構の先導的、基礎・基盤的な研究業務に関連して、独創性に富んだ若手研究者から研究テーマを公募する。若手研究者には、13年間の期間に機構の承認した自らの研究テーマを自主的に遂行し、研究者としての業績を得させるとともに、機構の研究業務を効率的に推進することを目的としている。本報告書は、平成9年度及び平成10年度に実施した博士研究員による研究テーマの実施結果についてその概要をまとめたものである。

き裂進展のモニタリング技術開発に係る基礎研究(先行基礎工学分野に関する共同研究最終報告書)

榎 学*; 岸 輝雄*; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身

JNC TY9400 2000-010, 138 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-010.pdf:5.15MB

本研究では構造物および材料におけるき裂の発生、伝播を検出するシステムについての検討を行った。まず、プラント機器のように過酷な環境で適用することを考慮して、レーザー干渉計を用いて非接触で破壊を検出・評価することを試みた。He-Neレーザーを用いたヘテロダイン型の干渉計により、材料中を伝播してきた弾性波を検出できることを確かめ、この干渉計を4チャンネル用いる非接触AE波形計測システムを構築した。このシステムをアルミナコーティング材の熱応力破壊に適用した。試験片の冷却時に界面近傍に発生する微視割れによるAE波形を検出でき、また逆問題解析を行うことにより、微視割れの発生時刻、発生位置、大きさおよび破壊モードが評価可能となった。このように、レーザー干渉計によるAE波形定量評価システムが開発でき、その有効性が確かめられた。次に、き裂発生を予測するため、ミクロき裂が発生する以前の損傷変化を検出することを試みた。繰り返し熱過渡負荷を受けた構造物を用いて、超音波検出試験とその波形解析、およびき裂の発生した近傍の微小硬さ計による硬さ測定を行った。超音波エコーのウェーブレット解析により得られた音速は、き裂発生以前の損傷を検出できた。また、粒界上の微小硬さ変化から、き裂発生を推定できる見通しがある。

熱過渡負荷を受ける構造物の損傷評価 -超音波信号のウェーブレット解析による損傷検出-

川崎 弘嗣; 菅谷 全*

JNC TN9400 2000-018, 37 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-018.pdf:1.34MB

熱過渡の繰り返し負荷を受けた構造物の損傷を評価するため、超音波法により基礎的な検討を実施した。き裂発生以前からの損傷状態を検出するため、超音波エコー波形の解析法としてウェーブレット解析を適用した。ウェーブレット変換による時間-周波数解析を行い、超音波パラメータの評価を行った。その結果、超音波エコーの解析にいくつかの基本ウェーブレット変換を適用した結果、Gaborウェーブレットが適切であった。Gaborウェーブレット変換を用いて輝音波エコー波形を解析した結果、エコーの周波数特性において、ピーク周波数より高周波成分で音速の低下と損傷量との対応が得られた。超音波エコーの周波数解析から、2つの底面エコーB1およびB2のそれぞれのピーク周波数fpに対してその差分fpを取ることにより、損傷量に対応したパラメータとして評価できた。損傷量に対して、微小硬さと超音波音速特性はよい相関関係が得られ、計測方法の相互利用が可能である。本研究より、超音波エコーの波形解析方法として、ウェーブレット解析が有効であり、その方法を用いてき裂発生以前の損傷状態を検出できる見通しが得られた。

チタン-炭素鋼 複合オーバーパックの試作

本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治

JNC TN8400 99-048, 85 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-048.pdf:4.31MB

本報は、高レベル放射性廃棄物の地層処分における、人工バリアを構成する要素の一つであるオーバーパックについて、構造強度層に炭素鋼を、耐食層にチタンを用いたチタン-炭素鋼複合オーバーパックの、現有技術での製作可能性を確認するために、その設計および実規模大での試作を行った結果を報告するものである。設計に当たっては、一般の原子力施設に適用される基準により必要な耐圧厚さを計算した。また有限要素法による解析を実施して、結果の妥当性を確認した。また、オーバーパック内部に収納するガラス固化体から発せられる放射線の遮へいについて計算し、オーバーパック遮へい機能の必要性を検討した。結果、オーバーパックには輸送基準を満足するために必要な遮へい機能は与えず、別途搬送用機器等で遮へいする方式が合理的であることを示した。以上の検討をもとに実規模大での複合オーバーパックの試作を行った。耐食層の材質については、超長期の耐腐食性が期待できるチタン材のうちASTMGrade-2材を選択した。チタン耐食層の施工は、オーバーパック円筒部と平面部に分けて実施した。円筒部については内層である炭素鋼容器に円筒形に成形したチタンの外層を焼きばめ挿入する方式を採用した。また蓋部、底部などの平面部については、チタン板材の爆発圧着法による被覆方法を採用した。本体と蓋の封入溶接については、電子ビーム溶接とMAG溶接とを組み合わせて実施した。いずれの工程においても不具合等は確認されず、チタン-炭素鋼複合オーバーパックの現有技術での製作可能性が確認できた。最後に今回の試作結果をふまえ今後検討されるべき課題をまとめた。