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高見澤 悠; 西山 裕孝
Journal of Pressure Vessel Technology, 148(3), p.031501_1 - 031502_12, 2026/06
原子炉圧力容器(RPV)鋼の中性子照射脆化は、プラント運転中の監視試験試験(シャルピー衝撃試験)で得られる延性‐脆性遷移温度(DBTT)を用いて評価されてきた。RPVの構造健全性評価の信頼性を確保するためには、監視試験に内包される不確かさを考慮した十分な安全余裕を考慮する必要がある。本研究では、日本と米国で製造された約1,900の未照射および照射済み材料のデータセットを用いて、シャルピー吸収エネルギー変動の温度依存性を評価するモデルを開発した。次に、モンテカルロサンプリングとベイズ推定を用いてシャルピー試験データの確率分布を推定し、41Jエネルギーレベル(
)におけるシャルピー延性‐脆性遷移温度の確率分布を評価した。試験片数との不確かさの関係を詳細に評価した結果、日本製鋼材と米国製鋼材のの不確かさはほぼ同等であり、中性子照射によっても変化がない(材料の不均質性に明確な変化がない)ことがわかった。一方、製造方法に関しては、母材と溶接金属のの不確かさはほぼ同等であったが、熱影響部(HAZ)の不確かさが大きいことが示された。
Li, Y.; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 山本 真人*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 宮本 裕平*
JAEA-Review 2020-011, 130 Pages, 2020/09
JAEA-Review-2020-011.pdf:9.31MB
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)では、原子炉圧力容器(Reactor Pressure Vessel、以下「RPV」という。)の構造健全性評価手法の高度化を目的として、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、複数の機関によりPASCALの機能確認を実施し、その確認過程や確認結果を取りまとめておくことにより、コードの信頼性を向上させることが不可欠である。こうした背景を踏まえ、原子力機構では開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上ワーキンググループを設立し、PASCALのソースコードレベルの確認を含む機能確認を行ってきた。本報は、PASCAL信頼性向上ワーキンググループの平成28及び29年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。
高見澤 悠; 勝山 仁哉; 河 侑成; 飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄
Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/07
原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)について、実際の原子炉圧力容器を模擬した継手溶接材(継手HAZ)及びHAZの代表的な組織を再現した熱処理材を作製し、JRR-3を用いた中性子照射試験及び照射後試験を実施し、照射前後の微細組織変化及び機械的特性変化を調べた。未照射材において、継手HAZ及び細粒HAZの破壊靭性が母材よりも低く、その要因が島状マルテンサイトやフェライト相の存在に因ることを明らかにした。また、粗粒HAZの中性子照射脆化感受性は母材よりも小さい値を示し、継手HAZ及び細粒HAZは母材と同等であることを明らかにした。
大岡 紀一*; 石井 敏満
非破壊検査, 52(5), p.235 - 239, 2003/05
国内の原子力発電プラントの使用期間延長が計画されている中で、長期間運転に伴う原子炉圧力容器の照射脆化の予測や評価に資する新たな手法の開発への取り組みが盛んに行われている。本稿は、原子炉圧力容器の供用期間中の健全性を評価するための現行の監視試験法について、また、運転期間の延長に伴う監視試験片数の不足への対応として、試験を終了した照射後試験片の一部を利用して新たな照射試験片を製作するための「監視試験片の再生技術」などの技術開発及び原子炉圧力容器の照射脆化を非破壊的に評価するための技術開発について紹介したものである。
Cにおける中性子照射脆化西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦
JAERI-Research 97-039, 29 Pages, 1997/06
JAERI-Research-97-039.pdf:1.41MB
照射温度が290C~400Cで、1
10
~310
n/cm
(E
1MeV)の中性子照射を受けた21/4Cr-1Mo鋼について、引張試験、シャルピー衝撃試験及び電気化学的試験の結果から、中高温度域での中性子照射脆化の特徴について検討を行った。照射温度が400Cの場合、照射脆化はマトリックスの硬化によって誘起されるが、その程度は極めて小さい。しかし、照射量が510
n/cm以上になると、非硬化性の脆化すなわち粒界脆化が生じた。一方、累積中性子照射量が5.2~7.510n/cmにおいて照射温度を約300Cから400Cに変えた場合、300Cにおける照射量の大小すなわち照射硬化量に関係なく、その後の400C照射によって照射硬化のほとんどが回復した。したがって、400C照射による脆化の主因は粒界脆化であり、電気化学的分極法によってその原因が不純物等の照射誘起偏析であることが推察された。
端 邦樹; 岩田 景子; 下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉
no journal, ,
原子力機構・安全研究センター・材料評価研究グループでは、試験炉で照射した材料や軽水炉プラントで使用された実機材料等を活用し、安全上重要な機器の経年劣化(原子炉圧力容器(RPV)の照射脆化等)を対象に、長期運転や新検査制度等に資するため、脆化メカニズムから構造健全性評価までの総合的な研究を推進している。その一環として、RPVの健全性評価において母材の板厚1/4位置の破壊靭性を用いてRPVの健全性を評価することの保守性を確認するため、高照射量領域まで中性子照射されたRPV鋼を用いて、ステンレスオーバレイクラッド(クラッド)下10mm位置と板厚1/4位置の破壊靭性や硬さ、金属組織等の比較を行った。その結果、中性子照射前後において、クラッド下10mm位置の破壊靭性は母材の板厚1/4位置に比べて良好であり、現行の評価手法は保守的であることを確認した。
高見澤 悠; 端 邦樹; 塙 悟史; 西山 裕孝; 外山 健*; 永井 康介*
no journal, ,
国内圧力容器鋼の照射脆化に関し、これまでの中性子照射脆化データの統計解析の結果から、銅, ニッケルに加えてシリコン含有量が高照射量領域での脆化に寄与する可能性が示唆されている。そこで、本研究では銅やシリコンが中性子照射による微細組織変化に及ぼす影響を明らかにするために、実機PWRの監視試験片を用いて、三次元アトムプローブによる溶質原子クラスタ分析を行った。分析の結果、銅含有量の低い材料においては、シリコン含有量が溶質原子クラスタの形成に影響する可能性が示された。また、溶質原子に含まれる銅原子とシリコン原子の総和は銅含有量によらず一定であることが示され、銅とシリコンが溶質原子クラスタ中において影響し合うことが分かった。
勝山 仁哉; 高見澤 悠; 河 侑成; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄
no journal, ,
原子炉圧力容器鋼の熱影響部における未照射及び照射材を対象に、中性子照射試験及び照射後試験により得られた硬さや破壊靭性等の結果の原因を明らかにするため、走査型電子顕微鏡やアトムプローブトモグラフィ等を用いたミクロ組織分析を行った。その結果、未照射材の破壊靭性には、結晶粒径や相分率のほか、島状マルテンサイトの有無が影響していることが明らかとなった。また、照射材に対する破壊靭性試験により、粗粒域の脆化は母材に比べて小さい一方、細粒域のそれは母材と同等であることが分かった。その違いの原因を調査するためミクロ組織分析を行ったが、熱影響部と母材とを比較して、照射脆化への寄与が知られている溶質原子クラスタや炭化物近傍の偏析、空孔型欠陥には有意な違いがないことが分かった。
端 邦樹; 岡田 祐次; 河 侑成; 牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 石島 暖大; 仁尾 大資; 渡邊 勝哉; 勝山 仁哉
no journal, ,
令和5年の法改正を受けて、発電用原子炉の60年超運転が可能となり、安全な長期間運転に資する技術開発の重要性が増している。日本原子力研究開発機構では、炉心からの中性子照射を長期間受ける構造材料の経年劣化事象を適切に評価するための知見の拡充や技術基盤の整備を目的として、これまでJMTRにて培った材料照射試験技術をJRR-3の垂直照射設備に移植し、JMTRの廃止措置以降途絶えていた照射試験技術の再興を進めてきた。その第一歩として、原子炉圧力容器鋼の中性子照射脆化に係る試験研究を行うための整備を進め、本年5月に第一回目の照射試験の遂行に至った。本シリーズ発表では、本試験研究における準備、照射試験、及び廃棄物安全試験施設(WASTEF)での照射後試験について報告する。
岩田 景子; 端 邦樹; 山口 義仁; 高見澤 悠; 河 侑成; 下平 昌樹; 外山 健
no journal, ,
原子力機構安全研究センター経年劣化研究グループでは健全性評価や経年劣化評価手法の信頼性向上及び発電用原子炉に対する規制活動における技術的判断等に資することを目的として、原子炉圧力容器や配管等を対象とした材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ等)等に関する研究を実施している。原子炉圧力容器の照射脆化と健全性評価に関する研究では、確率論的破壊力学解析により、加圧熱衝撃時の原子炉圧力容器の破損確率を定量的に評価した。また有限要素解析を用いた微小試験片技術に関する研究では、破壊靭性試験方法の規格で定められる亀裂形状に関する規定について微小試験片に対応する亀裂湾曲を想定したモデルを有限要素解析により評価し、破壊靭性評価結果に及ぼす影響の大きさを検証した。原子炉配管等に関する研究では配管溶接時の入熱等の溶接条件が及ぼす溶接残留応力分布や硬さ分布を実験と有限要素解析の両面から評価した。また炉心からの中性子照射を長期間受ける構造材料の経年劣化事象を適切に評価するための技術基盤の整備や知見の拡充を目的として、材料照射試験設備の整備を進めている。JRR3にて実際に照射を実施し、現在照射後試験をWASTEFにて継続中である。
