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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。
粉川 博之*; 嶋田 雅之*; Wang, Z.*; 佐藤 裕*; 佐藤 嘉洋*; 木内 清
JAERI-Tech 2003-014, 22 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-014.pdf:1.68MB
原子炉用SUS304ステンレス鋼やインコネル600などの原子炉配管材料の熱鋭敏化を抑制する手段として、結晶粒界構造の制御に着目した解析研究を実施した。鋭敏化と結晶粒界構造との相関性をTEM観察等により解析して、低エネルギー結晶粒界の構造を持つ場合には、鋭敏化が抑制されることを見いだした。さらに低エネルギー結晶粒界を持つような材料に改善するための加工熱処理法を検討して、鋭敏化を生じにくい材料を開発した。
橋本 和一郎; 日高 昭秀; 五十嵐 実*; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(10), p.804 - 806, 1996/10
被引用回数：4 パーセンタイル：39.43(Nuclear Science & Technology)シビアアクシデント時における原子炉冷却系配管内のCsIエアロゾル挙動を把握するため、WAVE実験を実施している。今回の実験は過熱蒸気が沈着挙動に及ぼす影響を調べるために、キャリアガスとして窒素と過熱蒸気を使用して実施した。実験結果から配管下流側の沈着量を比べると、窒素中では自然対流の影響により床よりも天井の方が多くなったが、過熱蒸気中では逆に天井より床への沈着量が多くなった。粒径計測では過熱蒸気中の方が窒素中よりも質量中央径が大きくなっており、この影響で重力沈降による床への沈着が多くなったと考えられる。これは既存のエアロゾル成長モデルでは説明出来ない現象である。エアロゾル粒径分布はエアロゾル挙動に多大な影響を及ぼすため、今後は過熱蒸気中のエアロゾル成長機構を解明する必要がある。
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。
勝山 仁哉
no journal, ,
確率論的破壊力学(PFM)を用いた原子炉配管の健全性評価手法の最近の研究開発動向について、PFM解析技術の海外における適用実績や原子力機構が整備したPFM解析コード等を概説するとともに、原子力機構における最近の研究開発状況を紹介する。
勝山 仁哉
no journal, ,
確率論的手法は近年リスク情報の活用やそれに基づく意思決定に活用されつつあり、なかでも確率論的破壊力学(PFM)に基づく評価手法は、原子力プラントにおける機器・構造物の破壊に影響する様々な因子の不確実さを考慮して、亀裂の存在を仮定(場合によっては検出された亀裂を考慮)して構造物が破壊する確率や頻度を定量的に評価する手法として注目されている。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(JAEA)では、国内におけるPFMの実活用に向けて、軽水炉における安全上重要機器である原子炉圧力容器や配管を対象としたPFM解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)シリーズを開発するとともに、コードの信頼性向上や、PASCALシリーズを用いたPFM解析事例の整備等を通じた活用方策の検討を進めてきた。本講演では、リスク情報を活用した供用期間中検査(RI-ISI)へのPFMの活用も念頭に、リリーフリクエスト等でPFMの活用が進んでいる海外におけるPFM活用事例を紹介するとともに、PASCALシリーズの整備状況を概説する。また、PASCALシリーズを用いて非破壊検査の影響を定量的に評価した事例についても紹介する。
勝山 仁哉
no journal, ,
原子炉圧力容器や配管溶接部に対する構造健全性評価においては、溶接残留応力は最も重要な影響因子の一つであり、その高精度解析手法に基づく評価が重要である。本報では、これまでに原子力機構で整備された原子炉圧力容器内面のクラッド部や原子炉配管溶接部に対する溶接残留応力解析手法を活用し、機器の経年劣化に係る様々な影響因子の不確実さも考慮して、機器の破損頻度を求めることができる確率論的破壊力学に基づく健全性評価手法に関する最近の研究について紹介する。
