Probabilistic fracture mechanics analyses of a reactor pressure vessel using the irradiation embrittlement evaluation based on the Bayesian nonparametric method

高見澤 悠; Lu, K.*; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 210, p.105219_1 - 105219_7, 2024/08

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2024.105219

確率論的破壊力学(PFM)に基づく原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価では、RPVの中性子照射脆化について、脆化予測の平均値と不確かさの両方を考慮することが極めて重要である。通常、脆化予測の不確かさは正規分布で与えられ、その標準偏差は脆化予測手法の開発に使用されたすべてのデータの測定値と予測値の残差から決定される。したがって、中性子照射量、周辺のデータの数やばらつきにかかわらず、同一の標準偏差が仮定される。日本原子力研究開発機構では、機械学習とベイズ統計に基づくノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いた脆化評価手法を開発し、PFM解析コードに導入した。BNP法は、実測データのばらつきが大きく、データ数が少ない場合に有意な不確かさを推定するため、データの希少性に応じた確率分布を予測することができ、より合理的な不確かさを与えることができる。本研究では、高経年化した日本の加圧水型軽水炉におけるRPVを対象としたPFM解析を実施し、異なる脆化評価手法や不確かさがRPVの破損頻度に及ぼす影響について調べた。その結果、BNP法に基づく脆化評価手法を用いた場合に、破損頻度が高くなるものの、その差はわずかであることから、既存の脆化評価手法の妥当性を示した。

Biaxial constraint effect on fracture toughness evaluation of reactor pressure vessel under pressurized thermal shock events

下平 昌樹; 山口 義仁; 岩田 景子; 勝山 仁哉; 知見 康弘

Proceedings of ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/07

https://doi.org/10.1115/PVP2024-123136

日本電気協会規格(JEAC)4206では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の非延性破壊を防止するため、材料の破壊靭性が亀裂先端に生じる応力拡大係数を上回ることが要求されている。破壊靭性は、通常板幅に対して深い亀裂を有するコンパクトテンション(C(T))試験片を用いて評価されるのに対して、応力拡大係数はRPVの板厚に対して浅いステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂を想定して算出される。さらに、破壊靭性試験は単軸荷重によって行われるのに対して、RPVの想定亀裂には熱応力及び内圧による二軸の荷重が負荷される。このような亀裂深さやクラッドの有無、荷重負荷条件の違いは、亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、破壊靭性値評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、現行のRPVの構造健全性評価手法の保守性を定量的に評価するため、クラッド下亀裂を有する大型試験体を用いた多軸破壊試験を計画している。本報告では、多軸破壊試験の実施に向けた試験体形状や荷重負荷方法の検討内容及び当該試験の参照データとなる予備試験結果について報告する。予備試験では、亀裂の深さや形状を変えた試験体を用いた破壊試験を行い、浅い亀裂を有する試験体ではC(T)試験片に比べて破壊靭性値が高めに評価されることを示した。さらに、亀裂先端の拘束状態に依存せずに破壊靭性値を予測可能なローカルアプローチを用いて多軸試験体で得られる破壊靭性値の予測を行った。その結果、多軸試験体で得られる破壊靭性値は、JEAC4206に基づいて設定される破壊靭性遷移曲線に対して、十分な裕度を有することを示した。

柔粘性結晶の圧力熱量効果による冷却のメカニズム

Li, B.*; 川北 至信

革新的冷却技術; メカニズムから素子・材料・システム開発まで, p.19 - 28, 2024/01

専門書として出版を予定している「革新的冷却技術; メカニズムから素子・材料・システム開発まで」の第一章 各種冷却のメカニズム、の第1節として、柔粘性結晶の圧力熱量効果の解説を寄稿した。(1)柔粘性結晶とは?、(2)さまざまな熱量効果と圧力熱量効果、(3)NPGの巨大熱量効果、(4)中性子散乱による圧力熱量効果の検証、(4.1)中性子散乱、(4.2) QENS、(4.3)NPGのQENS測定結果、(5)柔粘性結晶の巨大熱量効果、(5.1)ネオペンタンとその由来物質、(5.2)アダマンタンとその由来物質、(5.3)クロソボランとその由来物質、(5.4)無機柔粘性結晶、(6)圧力熱量効果を固体冷媒として利用した冷却技術

An X-ray and neutron scattering study of aqueous MgCl solution in the gigapascal pressure range

山口 敏男*; 福山 菜美*; 吉田 亨次*; 片山 芳則*; 町田 真一*; 服部 高典

Liquids (Internet), 3(3), p.288 - 302, 2023/09

https://doi.org/10.3390/liquids3030019

圧力0.1MPaから4GPa、温度300Kから500Kにおける2mol/kg MgCl水溶液の構造をX線と中性子散乱測定によって明らかにした。この散乱データを経験的ポテンシャル構造精密化(EPSR)モデリングにより解析し、圧力と温度の関数としてペア分布関数、配位数分布、角度分布、空間密度関数を導出した。Mgは第3殻まで広がったリジッドな溶媒和殻を形成している。つまり、0GPaで約6個の水分子を含む6配位八面体の第1溶媒和殻は、ギガパスカルの圧力領域では、近接イオン対を形成し、約5個の水分子と1個のClとなる。また、Clの溶媒和も、圧力によって大きく変わる。つまり、Clイオンまわりの水分子の配位数は、0.1MPa/300Kでの8から、4GPa/500Kでの10に増加する。また溶媒(水)も、0.1MPa/300Kでの四面体ネットワーク構造から、ギガパスカルの圧力領域では、密に詰まった構造へと変化する。このとき、中心水分子1個まわりの隣接酸素原子数は、0.1MPa/298Kでの4.6個から4GPa/500Kでの8.4個へと徐々に増加する。

Improvement of cooling performance of reactor pressure vessel using passive cooling

坂野 雅樹*; 舩谷 俊平*; 高松 邦吉

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

本研究では、放射冷却を採用した原子炉圧力容器(RPV)の受動的冷却設備の安全性に関する基礎的研究を行う。本研究の目的は、自然災害が発生した場合でも、放射冷却を採用したRPVの受動的冷却設備は、安全で信頼できることを実証することである。そこで、いくつかのステンレス製の容器を使って、実機の受動的冷却設備の約1/20スケールである実験装置を製作した。実験装置内の発熱体の表面はRPVの表面を模擬しており、その発熱体は実験装置内で自然対流と輻射を発生させる。そこで実機と実験装置のグラスホフ数を比較したところ、いずれも乱流であることを確認し、スケールモデルである実験装置から価値の高い実験結果を得られることに成功した。また実験の結果から、定格運転時にRPV表面から放散される熱を確実に除去できることを実証できた。

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL5の使用手引き及び解析手法

高見澤 悠; Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.

JAEA-Data/Code 2022-006, 221 Pages, 2023/02

JAEA-Data-Code-2022-006.pdf:4.79MB

原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要機器の1つであり、中性子照射等に伴う高経年化を考慮した構造健全性確保が極めて重要である。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(JAEA: Japan Atomic Energy Agency)では、RPVの構造健全性評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、加圧水型軽水炉(PWR: Pressurized Water Reactor)及び沸騰水型軽水炉(BWR: Boiling Water Reactor)を対象に、影響因子が持つ不確実さを考慮し、加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)事象や低温過圧事象(LTOP: Low-Temperature Over Pressure)等の過渡によるRPVの炉心領域部の破損確率や破損頻度を求めるものである。破壊力学や確率論的計算手法等に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の導入を進めるとともに、系統的なコード検証活動を通じて信頼性向上を図ってきた。平成12年度に公開したPASCALでは、PWRのPTS事象を対象に、RPVの破損確率を解析する基本的な枠組みを整備した。平成18年度に公開したPASCAL2では、内部亀裂の評価手法や様々な非破壊検査による亀裂の検出性に関する評価モデル等を導入し、過渡事象データベースを整備した。平成22年度に公開したPASCAL3では、肉盛溶接クラッド部に着目して、亀裂の評価機能等を改良した。平成29年度に公開したPASCAL4では、応力拡大係数解や破壊靭性の不確実さを考慮した評価モデル等の改良により解析機能の高度化を図るとともに、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、不確実さを考慮した信頼度評価機能等を整備した。平成30年度以降は、これまでPWRのPTS事象を対象としたRPV内面側亀裂の評価機能に加えて、BWRの起動事象、LTOP事象等を想定したRPV外面側亀裂の評価機能等の整備を進めてきた。これらの機能整備を踏まえ、国内PWR及びBWRのRPVを対象とした確率論的健全性評価に資する解析コードとして、PASCAL5へとバージョンアップした。PASCAL5はPFM解析モジュールであるPASCAL-RV、PASCAL-RVの入力データの生成やRPV炉心領域部を対象とした破損頻度の算出を行うモジュールであるPASCAL-Manager、付録として附属する簡易的な熱応力解析を

輻射を利用した原子力キャビティ冷却システムの伝熱特性に関する研究

坂野 雅樹*; 舩谷 俊平*; 高松 邦吉

山梨講演会2022講演論文集(CD-ROM), 6 Pages, 2022/10

本研究では、放射冷却を採用した原子炉圧力容器(RPV)の受動的冷却設備の安全性に関する基礎的研究を行う。本研究の目的は、自然災害が発生した場合でも、放射冷却を採用したRPVの受動的冷却設備は、安全で信頼できることを実証することである。そこで、いくつかのステンレス製の容器を使って、実機の受動的冷却設備の約1/20スケールである実験装置を製作した。実験装置内の発熱体の表面はRPVの表面を模擬しており、その発熱体は実験装置内で自然対流と輻射を発生させる。実験の結果、実験装置内の自然対流を詳細に可視化することに成功した。

LIVE-J1 experiment on debris melting behavior toward understanding late in-vessel accident progression of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; Stngle, R.*; Wenz, T.*; Vervoortz, M.*; 溝上 伸也

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

Debris and molten pool behavior in the reactor pressure vessel (RPV) lower plenum is a key factor to determine its failure mode, which affects the initial condition of ex-vessel accident progression and the debris characteristics. These are necessary information to accomplish safe decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. After dryout of the solidified debris in the lower plenum, metallic debris is expected to melt prior to the oxide debris due to its lower melting temperature. The lower head failure is likely be originated by the local thermal load attack of a melting debris bed. Numerous experiments have been conducted in the past decades to investigate the homogeneous molten pool behavior with external cooling. However, few experiments address the transient heat transfer of solid-liquid mixture without external cooling. In order to enrich the experimental database of melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures, LIVE-J1 experiment was conducted using ceramic and nitrate particles as high melting and low melting temperature simulant materials, respectively. The test results showed that debris height decreased gradually as the nitrate particles melt, and molten zone and thermal load on vessel wall were shifted from bottom upwards. Both conductive and convective heat transfer could take place in a solid-liquid mixture pool. These results can support the information from the internal investigations of the primary containment vessel and deepen the understanding of the accident progression.

Development of triaxial compressive apparatus for neutron experiments with rocks

阿部 淳*; 川崎 卓郎; Harjo, S.

Review of Scientific Instruments, 93(2), p.025103_1 - 025103_9, 2022/02

https://doi.org/10.1063/5.0077562

Underground engineering for processes such as geological disposal of high-level nuclear waste, CO capture and storage, and mining and drilling for resources requires an understanding of the mechanical behavior of rocks at subsurface stress states, i.e., triaxial compressive stress. Strain measurement using neutron diffraction can be applied to rocks to analyze strain accumulation mechanisms at the microscopic scale. This study reports the development of triaxial compressive apparatus for strain measurement using neutron diffraction. The apparatus can analyze rock specimens (diameter, 25 mm; length, 50 mm) and apply a maximum confining pressure of 50 MPa. Materials for the components of the apparatus were investigated theoretically based on neutron beam transmission and experimentally using neutron diffraction experiments. The feasibility of the apparatus was verified by measuring strain at hydrostatic pressure under the application of confining pressure and triaxial compression.

Crystalline fully carboxylated polyacetylene obtained under high pressure as a Li-ion battery anode material

Wang, X.*; Tang, X.*; Zhang, P.*; Wang, Y.*; Gao, D.*; Liu, J.*; Hui, K.*; Wang, Y.*; Dong, X.*; 服部 高典; et al.

Journal of Physical Chemistry Letters (Internet), 12(50), p.12055 - 12061, 2021/12

https://doi.org/10.1021/acs.jpclett.1c03734

置換ポリアセチレンは、ポリアセチレン骨格の化学的安定性,物性,付加機能の向上が期待されるが、その多様性は非常に限られている。今回我々は、固体のアセチレンジカルボン酸に外圧を加えることにより、従来の方法では合成が非常に困難であったトランス-ポリアセチレン骨格上のすべての炭素がカルボキシル基に結合した結晶性のポリ-ジカルボキシルアセチレンができることを報告する。重合は、水素結合を利用したトポケミカル反応であった。このユニークな構造は、カルボニル基の極めて高い含有量とポリアセチレン骨格の高い導電性を組み合わせたもので、リチウムイオン電池(LIB)負極として高い比容量と優れたサイクル/レート性能を示す。我々は、完全に機能化された結晶性ポリアセチレンを紹介し、高分子LIB材料や活性基を多く含む高分子材料合成のために圧力重合が有力な方法であることを提案する。