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Plasticity correction on stress intensity factor evaluation for underclad cracks in reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor ($$K_{rm I}$$) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, $$K_{rm I}$$ of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on $$K_{rm I}$$ calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for $$K_{rm I}$$ calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.


高レベル放射性廃液ガラス固化体の表面積の増加に関する調査及び評価; 地層処分性能評価のための割れによる表面積増加比及びその根拠等

五十嵐 寛

JAEA-Review 2020-006, 261 Pages, 2020/09


本調査報告では、公開情報を対象に我が国の地層処分研究開発第2次取りまとめ(H12レポート)以降の諸外国の包括的性能評価報告書を中心として、ソースタームとしての核種溶出モデルにおけるガラス固化体の割れによる表面積増加比の設定値及びその根拠・背景の視点から調査した。また、海外の知見を参考に表面積増加に関する試験の日本の報告例に対する評価を試行した。調査文献から得られた知見に基づき、ガラス固化体の直径、ガラス固化体製造時の冷却条件、ガラス固化体への衝撃、地層処分場閉鎖後の水との接触等の環境条件等が、割れによる表面積増加比(又は割れ係数)に及ぼす影響について検討した。多くの国において、ガラス固化体の割れの要因はガラス固化体の製造, 輸送, 保管, 貯蔵など処分前管理の段階及び処分後の現象又は事象に起因するとされている。その影響は地層処分の性能評価における核種溶出モデルでも考慮されている。各国の核種溶出モデルにおける表面積増加比とその根拠等を概観し、各国の間の相違点及び共通点を整理するとともに、これまでに報告された表面積増加比の測定値と測定方法との関係及び測定方法の特性について考察した。また、各国の核種溶出モデルで設定されている表面積増加比の根拠としての表面積増加比の測定に用いられた測定方法を整理した。さらに、廃棄物管理工程の流れの中でのガラス固化体の割れによる表面積増加比に影響する要因、表面積増加比の特徴等の各工程との関わりを検討した。これらの調査及び検討により、性能評価における保守的かつ現実的な表面積増加比の適用に向けた知見を拡充し、我が国の地層処分のシステムのセーフティケースの作成・更新に資することができる。


Fracture-mechanics-based evaluation of failure limit on pre-cracked and hydrided Zircaloy-4 cladding tube under biaxial stress states

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CW$$>$$SR$$>$$RX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.



市川 康明*; 木本 和志*; 松井 裕哉

JAEA-Research 2019-005, 32 Pages, 2019/10




OECD/NEA benchmark on pellet-clad mechanical interaction modelling with fuel performance codes; Impact of number of radial pellet cracks and pellet-clad friction coefficient

Dost$'a$l, M.*; Rossiter, G.*; Dethioux, A.*; Zhang, J.*; 天谷 政樹; Rozzia, D.*; Williamson, R.*; Kozlowski, T.*; Hill, I.*; Martin, J.-F.*

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10

The benchmark on PCMI was initiated by OECD/NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) in June 2015 and is currently in the latter stages of compiling results and preparing the final report. The aim of the benchmark is to improve understanding and modelling of PCMI amongst NEA member organisations. This is being achieved by comparing PCMI predictions of different fuel performance codes for a number of cases. Two of these cases are hypothetical cases aiming to facilitate understanding of the effects of code-to-code differences in fuel performance models. The two remaining cases are actual irradiations, where code predictions are compared with measured data. During analysis of participants' results of the hypothetical cases, the assumptions for number of radial pellet cracks and the pellet-clad friction coefficient (which can be zero, finite or infinite) were identified to be important factors in explaining differences between predictions once pellet-cladding contact occurs. However, these parameters varied in the models and codes used originally by the participants. This fact led to the extension of the benchmark by inclusion of two additional cases, where the number of radial pellet cracks and three different values of the friction coefficient were prescribed in the case definition. Seven calculations from six organisations contributed results were compared and analysed in this paper.


Influence of Zn injection on PWSCC crack growth rates and oxide film properties of Alloy 600

知見 康弘; 佐藤 賢二*; 笠原 茂樹; 梅原 隆司*; 塙 悟史

Proceedings of Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs' Safety, Performance and Reliability (FONTEVRAUD-9) (Internet), 10 Pages, 2018/09

一次系冷却水中での応力腐食割れ(PWSCC)進展挙動への亜鉛注入の影響を調べるため、加圧水型軽水炉(PWR)一次系水模擬環境での10%冷間加工600合金の亀裂進展試験を、320$$^{circ}$$C、低濃度(5$$sim$$10ppb)の亜鉛注入、溶存水素濃度(DH)5, 30、及び50cc/kgH$$_{2}$$Oの条件下で実施した。その結果、亀裂進展速度のDH依存性が亜鉛注入なしの試験データに基づく亀裂進展速度の予測値と同様の傾向を示し、実機環境を模擬した低濃度亜鉛注入が亀裂進展挙動に及ぼす影響はほとんど見られなかった。そこで、亀裂進展試験後の試験片の亀裂内及び表面に生成した酸化皮膜の微細組織分析を実施したところ、試験片表面の酸化皮膜からは亜鉛が検出されたが、亀裂内に生成した酸化皮膜からは亜鉛が検出されなかった。このことから、亀裂先端部の酸化皮膜への亜鉛の取り込みがないことが亀裂進展挙動への亜鉛注入の影響が見られない原因であることがわかった。


Evaluation of crack growth rates and microstructures near the crack tip of neutron-irradiated austenitic stainless steels in simulated BWR environment

知見 康弘; 笠原 茂樹; 瀬戸 仁史*; 橘内 裕寿*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, Vol.2, p.1039 - 1054, 2018/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100



Thermal fatigue test on dissimilar welded joint between Gr.91 and 304SS

若井 隆純; 小林 澄男; 加藤 章一; 安藤 勝訓; 高正 英樹*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07



Fatigue crack growth calculations for two adjacent surface cracks using combination rules in fitness-for-service codes

Lu, K.; Li, Y.

AIMS Materials Science, 4(2), p.439 - 451, 2017/03

If multiple discrete cracks are detected in structural components, the combination rules provided in fitness-for-service (FFS) codes are employed to estimate the remaining lives of the components by fatigue crack growth (FCG) calculations. However, the specific criteria for combination rules prescribed by various FFS codes are different. This paper presents FCG calculations for two adjacent surface cracks in a flat plate using different combination criteria. Three different crack aspect ratios of 0.05, 0.15 and 0.5, and a nominal distance of 5 mm between the two cracks are investigated in the calculations. The results show that the FCG behaviors obtained by various codes are significantly different. In addition, the combination process of the two cracks is found to affect the crack shape development remarkably.


結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2015年度(委託研究)

市川 康明*; 木本 和志*; 松井 裕哉; 桑原 和道; 尾崎 裕介

JAEA-Research 2016-018, 23 Pages, 2016/12




Bayesian nonparametric analysis of crack growth rates in irradiated austenitic stainless steels in simulated BWR environments

知見 康弘; 高見澤 悠; 笠原 茂樹*; 岩田 景子; 西山 裕孝

Nuclear Engineering and Design, 307, p.411 - 417, 2016/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動に影響を及ぼすパラメータを調べるため、ノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いて、照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の沸騰水型軽水炉(BWR)環境におけるき裂進展速度に関する既存データの統計解析を試みた。き裂進展速度と照射材の降伏応力($$sigma$$$$_{rm YS-irr}$$)、応力拡大係数($$K$$)、腐食電位(ECP)、及び高速中性子照射量といった入力パラメータの確率分布から、き裂進展速度の中央値を計算し、き裂進展速度の実測値と比較した。解析結果はき裂進展速度の実測値をよく再現するとともに、き裂進展速度が高い領域(すなわち高中性子照射量条件)では、照射誘起偏析(RIS)や局所変形など照射硬化とは異なるメカニズムにより、中性子照射量がき裂進展速度に影響を及ぼす可能性を示している。


The Effect of crystal textures on the anodic oxidization of zirconium in a boiling nitric acid solution

加藤 千明; 石島 暖大; 上野 文義; 山本 正弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1371 - 1379, 2016/09


 被引用回数:2 パーセンタイル:69.72(Nuclear Science & Technology)

硝酸水溶液でジルコニウムの応力腐食割れに関して、ジルコニウムの陽極酸化に及ぼす結晶配向の影響を調査した。酸化ジルコニウム膜の成長挙動は、脱不動態化電位(1.47V vs. SSE)で、劇的に変化した。1.5Vでは、酸化皮膜は速く成長し、その平均皮膜厚さは電荷量に比例して増加した。酸化皮膜は周期的な3乗則に従った成長挙動を示した。周期的な3乗則に従った成長挙動への遷移前では、酸化皮膜の成長挙動に結晶配向の影響を及ぼさなかった。しかし、皮膜成長の遷移後は、酸化皮膜の平均皮膜厚さと厚い酸化皮膜の下に生じたき裂は結晶配向の影響を受けた。(0002)面が配向している圧延面では、その平均皮膜厚さは減少し、皮膜内のき裂により皮膜の剥離が生じた。(0002)面に垂直面である圧延方向面では、厚い酸化皮膜の下には、圧延方向に深く進展したき裂が観察された。き裂は酸化物層の中をジルコニウム母材の(0002)面に沿って進展した。酸化物層は、ひも状の酸化ジルコニウムとジルコニウム水素化物からなり、ひも状の酸化ジルコニウムは、単斜晶ZrO$$_{2}$$に加えて斜方晶ZrO$$_{2}$$を含んでいた。外部応力が無い条件でき裂が発生・進展した機構の1つの仮定として、(0002)面に析出した水素化物の酸化と、その後に生じる斜方晶ZrO$$_{2}$$から単斜晶ZrO$$_{2}$$への相変態がその原因の一つと考えられた。


Plasticity correction on the stress intensity factor evaluation for underclad cracks under pressurized thermal shock events

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07

When conducting structural integrity assessments for reactor pressure vessels (RPVs) under pressurized thermal shock (PTS) events, the stress intensity factor (SIF) is evaluated for an underclad crack which is postulated near the inner surface of RPVs. It is known that cladding made of the stainless steel is a ductile material which is overlay-welded on the inner surface of RPVs for corrosion protection. Therefore, the plasticity of cladding should be considered in the SIF evaluation for a postulated underclad crack. In our previous study, we performed three-dimensional (3D) elastic and elastic-plastic finite element analyses (FEAs) for underclad cracks during PTS transients and discussed the conservatism of a plasticity correction method prescribed in the French code. In this study, additional FEAs were performed to further investigate the plasticity correction on SIF evaluation for underclad cracks. Based on the 3D FEA results, a new plasticity correction method was proposed for Japanese RPVs subjected to PTS events. In addition, the applicability of the new method was verified by studying the effects of the RPV geometry, cladding thickness and several loading conditions. Finally, it is concluded that the newly proposed plasticity correction method can provide a conservative and more rational evaluation on SIFs of underclad cracks in Japanese RPVs.


結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2014年度(委託研究)

市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 桑原 和道; 高山 裕介

JAEA-Research 2015-025, 31 Pages, 2016/03




Development of stress intensity factors for surface cracks with large aspect ratio in plates

Li, Y.; 長谷川 邦夫; 勝又 源七郎; 小坂部 和也*; 岡田 裕*

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051207_1 - 051207_8, 2015/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:75.28(Engineering, Mechanical)



Creep-fatigue tests of double-end notched bar made of Mod.9Cr-1Mo steel

下村 健太; 加藤 章一; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 廣瀬 祐一*; 佐藤 健一郎*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

本研究は、SFR機器の設計基準が考えうるすべての破損様式をカバーしていることを確認するための実験的・解析的研究である。現行の設計基準におけるクリープ疲労損傷評価法は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼(例えばSUS304)の実験や数値解析に基づいて構築されている。改良9Cr-1Mo鋼の材料特性はオーステナイト系ステンレス鋼のそれらとはかなり異なるので、現行の設計基準の改良9Cr-1Mo鋼製機器への適用性を確認する必要がある。両側切欠きを有する改良9Cr-1Mo鋼試験片に対する30分のひずみ保持を伴う単軸クリープ疲労試験を実施した。キリカキ底の半径は、1.6mm, 11.2mmと40.0mm。1.6mmと11.2mmの切欠き試験片は切欠き底から破損したが、40.0mmの切欠き試験片は明らかに内部から破損した。また、保持時間は合計わずか2,000時間程度であるにもかかわらず、多くのクリープボイドと、粒状界き裂成長が観察された。このような特異な破損様式の原因を究明するため、いくつかの追加実験と数値解析を実施した。それらの結果から、このような特異な破損様式の原因を絞り込むことができた。最大の要因をはっきりさせるための将来の計画も提案した。



山崎 雅直*; 津坂 仁和*; 大谷 達彦*; 進士 正人*

土木学会論文集,F2(地下空間研究)(インターネット), 71(1), p.1 - 10, 2015/04



結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2013年度(委託研究)

市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 桑原 和道

JAEA-Research 2014-027, 25 Pages, 2015/02


岩石や岩盤は、クリープや応力緩和などの時間依存的挙動を示すことが知られており、その性質を把握することは長期の力学的安定性を評価するための重要な課題となる。これまでの研究より、長期挙動に影響をおよぼす力学と化学の連成現象をモデル化・解析する手法を開発することが課題として抽出された。この連成現象にも影響をおよぼすマイクロクラックの評価については、長期岩盤挙動研究において重点的に取組むべき課題でもある。本研究は、結晶質岩のマイクロクラックによる、超音波の散乱減衰挙動を調べるための数値解析および計測技術の開発を行ったものである。数値解析には、FDTD法(時間領域差分法)を用い、二重節点(split node)により、亀裂をモデル化した。開発したシミュレーション手法によって弾性波モデリングの上で有用な知見が得られることが分かった。一方、計測技術の開発である超音波計測では、接触型超音波探触子により入射波を岩石試料中に送信し、受信はニードルハイドロフォンの位置を精密に制御しながら水中で計測を行う水浸法によって行った。その結果、岩石試料中の弾性波の散乱減衰を評価するために有用な情報を取得できることが分かった。


Development and operation of the JAERI superconducting energy recovery linacs

峰原 英介

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 557(1), p.16 - 22, 2006/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:46.33(Instruments & Instrumentation)




杉野 英治*; 伊藤 裕人*; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.233 - 241, 2005/12


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