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報告書

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL4の使用手引き及び解析手法(受託研究)

勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 宮本 裕平*; Li, Y.

JAEA-Data/Code 2017-015, 229 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2017-015.pdf:5.8MB
JAEA-Data-Code-2017-015(errata).pdf:0.15MB

軽水炉構造機器の高経年化評価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PASCALの開発を進めている。本コードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃事象等の過渡が発生した場合における容器の破損確率や破損頻度を解析するコードである。破壊力学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やコード検証等を通じて解析精度と信頼性向上を図った。具体的には、応力拡大係数解や破壊靭性モデル等の解析機能の高度化を図るとともに、健全性評価に係る影響因子の認識論的不確実さと偶然的不確実さを考慮した信頼度評価機能の整備等を実施した。また、確率論的計算手法を改良し、解析コードの計算速度を著しく向上させた。さらに、PASCAL-RVにより算出される亀裂を対象とした破損確率からRPV炉心領域部を対象とした破損頻度を算出する機能を有するモジュールPASCAL-Managerを整備した。本報告書は、PASCAL-Managerを含むPASCAL4の使用方法、解析理論をまとめたものである。

論文

Verification methodology and results of probabilistic fracture mechanics code PASCAL

眞崎 浩一; 宮本 裕平*; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

国内の原子炉圧力容器を対象とした加圧熱衝撃事象時の破損頻度評価を行うため、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCALが整備されている。一般的に、PFM解析コードは試験との比較等を通じた機能確認を行うことができないことから、その信頼性確認は困難である。本論文では、PFM解析コードの信頼性確認に係る方法を示すとともに、解析コードに含まれた確率変数、アルゴリズムや解析機能に関する検証を実施し、解析コードの有効性を明らかにした。

論文

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP with regard to primary water stress corrosion cracking

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。

報告書

PASCAL信頼性向上ワーキンググループ活動報告; 平成27年度

Li, Y.; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 眞崎 浩一*

JAEA-Review 2017-005, 80 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-005.pdf:16.85MB

日本原子力研究開発機構では、原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価手法の高度化を目的に、中性子照射脆化を考慮して、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、PASCALの確率変数、評価機能、評価モデル等を含めた機能検証を行い、その検証過程を整理するとともに、検証結果を取りまとめておくことが必要不可欠である。こうした背景を踏まえ、開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、PASCALの確率論的破壊力学ソルバーであるPASCAL3をソースコードレベルで機能検証することにより、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WGを設立した。一年の活動を通じて、PASCAL3が十分な信頼性を有することが確認された。本報は、PASCAL信頼性向上WGの平成27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。

報告書

原子炉圧力容器を対象とした確率論的破壊力学に基づく健全性評価に関する標準的解析要領(受託研究)

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y.

JAEA-Research 2016-022, 40 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-022.pdf:4.04MB

国内では、原子炉圧力容器(RPV)の中性子照射脆化に伴う非延性破壊を防止するため、健全性評価上最も厳しい加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、決定論的手法による健全性評価が行われている。一方、長期供用に伴う機器の経年劣化に関連する様々な因子の統計的な不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損頻度等を算出する確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法が、近年欧米において規制への導入が進められている。本報告書は、国内のRPVに対するPFMに基づく健全性評価の実施を念頭に、国内外の最新知見や専門家の意見等を反映し、整備された標準的解析要領を取りまとめたものである。

論文

Benchmark analyses of probabilistic fracture mechanics for cast stainless steel pipe

北条 公伸*; 林 翔太郎*; 西 亘*; 釜谷 昌幸*; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 永井 政貴*; 岡本 年樹*; 高田 泰和*; 吉村 忍*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(4), p.16-00083_1 - 16-00083_16, 2016/08

鋳造ステンレス鋼に対する非破壊検査が計画されているが、鋳造ステンレス鋼のような二相ステンレス鋼では、超音波の低い透過性などの理由から、許容欠陥寸法が定められていない。鋳造ステンレス鋼の許容欠陥寸法を合理的に決定するためには、確率論的破壊力学(PFM)は有用である。本研究では、鋳造ステンレス鋼配管を対象に、PFM解析コードの適用性や信頼性に係るベンチマーク問題を提案した。破損モードとしては、疲労亀裂進展、塑性崩壊、及び延性亀裂進展を考慮し、それらの相互作用を考慮した条件でPFM解析を行った。6機関が参加して実施されたベンチマーク解析による破損確率の比較を行った。その結果、各機関で様々なPFM解析コードで得られた破損確率はよく一致し、鋳造ステンレス鋼配管に対するPFMの適用性が確認された。

論文

Failure probability analysis of aged piping using probabilistic fracture mechanics methodology considering seismic loads

山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 10 Pages, 2016/07

Several nuclear power plants in Japan have been operating for more than 30 years and cracks due to age-related degradations have been detected in some piping systems during in-service inspections. Furthermore, several of them have experienced severe earthquakes in recent years. Therefore, failure probability analysis and fragility evaluation for piping systems, taking both age-related degradations and seismic loads into consideration, has become increasingly important for the structural integrity evaluation and the seismic probabilistic risk assessment. Probabilistic fracture mechanics (PFM) is recognized as a rational methodology for failure probability analysis and fragility evaluation of aged piping, because it can take the scatters and uncertainties of influence parameters into account. In our Japan Atomic Energy Agency (JAEA), a PFM analysis code PASCAL-SP was developed for aged piping considering age-related degradations. In this study, we improved PASCAL-SP for the fragility evaluation taking both age-related degradations and seismic loads into account. The details of the improvement of PASCAL-SP are explained and some example analysis results of failure probabilities, fragility curves and seismic safety margin are presented in this paper.

報告書

確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SC及びPASCAL-EQの使用手引き

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。

論文

確率論的破壊力学に基づく圧力容器信頼性解析コードの開発

柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*

日本原子力学会誌, 43(4), p.387 - 396, 2001/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.59(Nuclear Science & Technology)

確率論的破壊力学は、負荷、材料強度、欠陥分布、欠陥検査性能等の不確かさを確率変数として取り扱うことにより、構造機器の健全性・信頼性を合理的に評価できる手法として注目されている。欧米では、構造健全性評価にかかわる規制に取り込まれる動向にあり、評価法の確立、高度化をめざした国際ベンチマーク解析も実施されている。この背景から、変動荷重を受ける原子炉圧力容器等の信頼性評価を行うため、解析精度及び機能の向上を念頭において新規コードPASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。すでに、コード主要部分の整備を完了し、検証解析及び例題解析に基づき、開発コード機能・性能評価及び種々の因子に関する破損確率への影響について評価している。本論文では、開発コードの機能・概要及び解析結果例を述べる。

論文

Probabilistic fracture mechanics analyses of nuclear pressure vessels under PTS events

矢川 元基*; 吉村 忍*; 曽根田 直樹*; 平野 雅司

Nucl. Eng. Des., 174(1), p.91 - 100, 1997/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.18

本論文は、原研からの委託の下に日本機械学会の研究小委員会RC111で実施した原子炉圧力容器(RPV)を対象とした確率論的破壊力学(PFM:Probabilistic Fracture Mechanics)に関する最近の研究活動を紹介するものである。この活動では、PFMを用いて加圧熱衝撃(PTS:Pressurized Thermal Shock)事象時におけるRPVの損傷確率を評価する標準的な手法を確立することを目的として、複数の解析コードを用い、米国原子力規制委員会と電力研究所が提案したベンチマーク問題の解析等を実施した。その結果、RPVの損傷確率は、初期亀裂形状、その存在確率分布、材料特性等の入力条件に大きく依存することが明らかとなった。本論文に示された解析結果は、これらの入力条件を保守的に設定する際に有用な情報を提供する。

論文

Comparison between VISA-II and OCA-P for probabilistic fracture mechanics analysis focusing on analysis method

平野 雅司; 渡邉 憲夫; 帯刀 勲*; 秋葉 博*

Transactions of 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. 4, 0, p.695 - 700, 1995/00

加圧水型原子炉(PWR)における加圧熱衝撃(PTS)事象時の原子炉圧力容器の損傷確率を評価するために、確率論的破壊力学解析(PFM)手法が広く用いられている。この手法は米国では既に規制に採り入れられており、解析にはOCA-P、VISA-II等のPFMコードを使用することとしている。本研究では、物理モデルを検討する前段階として、両コードの数値解法を比較した。物理モデルの改良の効果を検討するためには、数値解法の特性を把握することが必須である。比較に際しては、両コードを用い、米国原子力規制委員会と電力研究所が主催したベンチマーク問題を解析した。解析の結果、物理モデル及びデータが同一でも数値解法に依存して圧力容器損傷確率に大きな差異が生じることが明らかになった。本論文では、差異の主な原因を明らかにし、両コードの数値解法上の問題点を指摘するとともに、問題点の改良方法を提案する。

口頭

原子炉圧力容器の健全性評価に係る解析手法の高度化

勝山 仁哉; 宇野 隼平; Li, Y.

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)は圧力バウンダリを構成する機器の1つであり、健全性確保が重要である。現行のRPVに対する健全性評価方法は、日本電気協会規程に準拠しているが、それには、加圧熱衝撃(PTS)事象の評価等、約20年前に策定された内容も含まれており、技術的進歩や現実の運転年数の増加を踏まえ、十分に適切な内容であることを確認する必要がある。また、炉心損傷頻度等の合理的な数値指標を適切に設定し、長期供用に対する安全水準の維持を図るため、近年欧米で導入が進んでいる炉心損傷頻度を算出可能な確率論的評価体系を整備することも重要課題である。本発表では、最新の解析技術を用いたPTS時の荷重条件解析や確率論的破壊力学(PFM)に基づく評価手法の整備に関する成果を示す。

口頭

原子炉圧力容器に対する確率論的破壊力学の適用性向上,3; 確率論的破壊力学解析コードPASCALの検証のためのベンチマーク解析

眞崎 浩一; 宇野 隼平*; 勝山 仁哉; Li, Y.

no journal, , 

国内において確率論的破壊力学(PFM)の適用性向上を図るためには、破損頻度の算出に用いられるPFM解析コードの検証が不可欠である。われわれは、原子力機構が整備を進めている原子炉圧力容器(RPV)に対するPFM解析コードPASCALに対する検証の一環として、PASCALに導入した機能の検証を行うとともに、米国のPFM解析コードFAVORとのベンチマーク解析を実施した。PASCALに整備した個々の機能検証、及びPASCALとFAVORのベンチマーク解析を通じて、PASCALの信頼性を検証し、実用性の向上を図った。

口頭

原子炉圧力容器に対する確率論的破壊力学の適用性向上,1; 原子炉圧力容器の破損頻度算出のための標準的解析要領及び国内モデルデータ

Li, Y.; 勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)を対象とした確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象に関連する様々な因子の確率分布を考慮してRPVの破損頻度を計算できる合理的な手法である。われわれは、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、解析者がそれを参照することで、RPVに対するPFM解析を行い、亀裂貫通頻度を算出できるよう、標準的解析要領及び国内モデルデータを整備した。これにより、破壊力学に関する知識を有する解析者がこれを参照することにより、RPVの破損頻度を算出できるようになった。本報では、標準的解析要領及び国内モデルデータの概要、並びにその技術的根拠を発表する。

口頭

原子炉圧力容器に対する確率論的破壊力学の適用性向上,2; 原子炉圧力容器に対する確率論的破壊力学の活用方策の検討

勝山 仁哉; 眞崎 浩一; Li, Y.

no journal, , 

国内の原子炉圧力容器(RPV)に対する確率論的破壊力学(PFM)の適用性向上を図るため、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象を考慮したRPVの確率論的健全性評価を実施するための標準的解析要領及び国内モデルデータに基づき、PFM解析を実施し、破損頻度を評価した。また、非破壊検査や中性子束低減等が貫通頻度に及ぼす影響の評価を通じて、PFMの活用方策について検討した。これにより、原子力機構が整備を進めているPFM解析コードPASCAL3が破損頻度の定量評価に有用であることを明確にするとともに、検査や安全性向上に係る取組みの効果について破損頻度を数値指標として定量的に評価できることを示した。

口頭

A New probabilistic evaluation model on weld residual stress

勝山 仁哉; 宮本 裕平*; 山口 義仁; 真野 晃宏; Li, Y.

no journal, , 

溶接残留応力は、配管溶接部に対する構造健全性評価における亀裂進展の駆動力であり、大きな不確実さを有する重要な因子の1つである。合理的な構造健全性評価を行うためには、その不確かさを考慮し、確率論的破壊力学(PFM)に基づき評価を行うことが重要である。既存のPFM解析コードでは、複数の有限要素解析(FEA)による結果を統計処理することにより、その不確実さが設定されているが、その処理の方法はPFM解析を実行する者に依存しており、異なる不確かさを与える要因となると考えられる。本研究では、フーリエ変換を基に新たな溶接残留応力評価モデルを開発し、構造健全性評価研究グループが整備しているPASCAL-SPに導入した。これにより、FEAで得られた複数の溶接残留応力解析の結果を直接PFM解析の入力データとして設定することで、その不確実さを自動的かつ正確に設定できるようになった。以上より、溶接残留応力の不確かさの評価手法を高度化することができた。

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