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報告書

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

JAEA-Review-2020-006.pdf:4.42MB

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。

論文

Four-point-bend tests on high-burnup advanced fuel cladding tubes after exposure to simulated LOCA conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(7), p.782 - 791, 2020/07

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

To evaluate the fracture resistance of high-burnup advanced fuel cladding tubes during the long-term core cooling period following loss-of-coolant accidents (LOCAs), laboratory-scale four-point-bend tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 84 GWd/t: low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5$textsuperscript{textregistered}$, and Zircaloy-2 (LK3). Three four-point-bend tests were performed on the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens subjected to the integral thermal shock tests which simulated LOCA conditions (ballooning and rupture, oxidation in high-temperature steam, and quench). During the four-point-bend tests, all the specimens that were oxidized at 1474 K to 9.9% - 21.5% equivalent cladding reacted exhibited brittle fractures. The maximum bending moments were comparable to those of the conventional Zircaloy cladding tube specimens. Furthermore, the effects of oxidation and hydriding on the maximum bending moment were comparable between the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens and the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Therefore, it can be concluded that the post-LOCA fracture resistance of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to 84 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration in a relatively lower ECR range ($$<$$ 15%), as observed for the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes.

論文

Recent verification activities on probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL4 for reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.

論文

Improvements on evaluation functions of a probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021208_1 - 021208_11, 2020/04

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

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. By reflecting the latest knowledge and findings, the evaluation functions are continuously improved and have been incorporated into PASCAL4 which is the most recent version of the PASCAL code. In this paper, the improvements made in PASCAL4 are explained in detail, such as the evaluation model of warm prestressing (WPS) effect, evaluation function of confidence levels for PFM analysis results by considering the epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions, and improved methods for KI calculations when considering complicated stress distributions. Moreover, using PASCAL4, PFM analysis examples considering these improvements are presented.

論文

Guideline on probabilistic fracture mechanics analysis for Japanese reactor pressure vessels

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; Li, Y.; 吉村 忍*

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021205_1 - 021205_10, 2020/04

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

確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、経年劣化に関連する様々な因子の確率分布を考慮して原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を評価できる合理的な手法である。我々は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象(PTS)事象を考慮してRPVの破損頻度を評価するPFM解析コードPASCALを開発してきた。また、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、破壊力学に関する知識を有する解析者がそれを参照することでPFM解析を行い亀裂貫通頻度を評価できるよう、標準的解析要領を整備した。本要領は、本文、解説及び付属書で構成されており、PFM解析に関する技術的根拠や最新知見が取りまとめられたものになっている。本論では、本要領の概要について述べるとともに、本要領とPTS評価に関する国内データベースに基づき得られた国内モデルRPVに対する破損頻度の評価結果について述べる。

報告書

幌延深地層研究センターにおける掘削損傷領域の可視化手法の検討,2 (共同研究)

青柳 和平; Chen, Y.*; 石井 英一; 櫻井 彰孝; 宮良 信勝; 石田 毅*

JAEA-Research 2019-011, 50 Pages, 2020/03

JAEA-Research-2019-011.pdf:3.48MB

本研究では、坑道掘削により周辺岩盤に形成された掘削損傷領域の割れ目の可視化を行うことを目的とした。幌延深地層研究センターの地下350mに掘削した直径4mの試験坑道を対象として、紫外線照射により発光する蛍光剤を添加した樹脂を坑道周辺の岩盤に注入し、掘削損傷領域の割れ目を固定した。これにより、割れ目を可視化して観察することに成功した。注入孔周辺で試料を採取し、紫外線照射下で観察を行い、割れ目の連結性や開口幅を分析した。結果として、割れ目の最大発達範囲は、孔口から約0.9m、すなわち坑道壁面岩盤から約0.75mの範囲であった。また、孔口から0.4mまでの範囲では割れ目密度が高く、0.4m以深では割れ目の間隔が広くなることがわかった。さらに、割れ目の開口幅を測定した結果、孔口から近いほど割れ目の開口幅も大きいことがわかった。特に、孔口から0.3mまでの範囲では、樹脂が浸透した割れ目が多く観察され、開口幅が最大で1.02mmであった。一方、孔口から0.3m以深は、樹脂が浸透した割れ目が少なく、開口幅は最大で0.19mmであった。

論文

Fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.68 - 78, 2020/01

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

To evaluate the fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, laboratory-scale integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5$textsuperscript{textregistered}$, and Zircaloy-2 (LK3). In total eight integral thermal shock tests were performed for these specimens, simulating LOCA conditions including ballooning and rupture, oxidation, hydriding, and quenching. During the tests, the specimens were oxidized to 10% - 30% equivalent cladding reacted (ECR) at approximately 1473 K and were quenched under axial restraint load of approximately 520 - 530 N. The effects of burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes on the ballooning and rupture, oxidation, and hydriding under LOCA conditions were inconsiderable. Further, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture in the ECR values equal to or lower than the fracture limits of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube reported in previous studies. Therefore, it can be concluded that the fracture limit of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to approximately 85 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it slightly decreases with increasing initial hydrogen concentration.

論文

Permeability measurement for macro-fractured granite using water including clay

奈良 禎太*; 加藤 昌治*; 佐藤 努*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀

Proceedings of 5th ISRM Young Scholars' Symposium on Rock Mechanics and International Symposium on Rock Engineering for Innovative Future (YSRM 2019 and REIF 2019) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/12

地下を利用する様々なプロジェクトにおいて、長期的な地下水流動を評価することは重要である。長期的には花崗岩中の亀裂は鉱物の充填によって水みちが変化する。通常、岩石を対象とした室内試験では蒸留水を使用するが、実際の岩盤中では地下水に粘土鉱物が含まれる。そのような状態を模擬した透水試験を実施し、粘土鉱物の蓄積により透水性が低下する結果を得た。

論文

Visualization of fractures induced around the gallery wall in Horonobe Underground Research Laboratory

青柳 和平; Chen, Y.*; 石井 英一; 櫻井 彰孝; 石田 毅*

Proceedings of 5th ISRM Young Scholars' Symposium on Rock Mechanics and International Symposium on Rock Engineering for Innovative Future (YSRM 2019 and REIF 2019) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/12

本研究では、幌延深地層研究センターの350m調査坑道を対象として、坑道掘削時の割れ目の性状を検討することを目的とした。検討に際し、坑道周辺に約1mのボーリング孔を掘削し、低粘性な樹脂を注入し、割れ目を固定した。その後、オーバーコアリング試料を採取し、試料の観察を行った。結果として、坑道掘削により形成されたと推定される割れ目は、壁面から0.8mの範囲まで発達していた。また、割れ目は壁面から0.25mの範囲において連結しあっており、開口幅は最大で約1.0mmであることがわかった。これらの観察結果は、坑道周辺の掘削影響領域の割れ目形成プロセスの理解のための基礎情報として有用であるといえる。

論文

Behavior of high-burnup advanced LWR fuel cladding tubes under LOCA conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.912 - 921, 2019/09

To evaluate behavior of high-burnup advanced light-water-reactor fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions, laboratory-scale isothermal oxidation tests and integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73-85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5textregistered, and Zircaloy-2 (LK3). The isothermal oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube and was slower than that given by the Baker-Just oxidation rate equation. Therefore, the oxidation kinetics is considered to be not significantly accelerated by extending the burnup and changing the alloy composition. During the integral thermal shock tests, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture under the oxidation condition equivalent to or lower than the fracture limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube. Therefore, the fracture limit of fuel cladding tubes is considered to be not significantly reduced by extending the burnup and changing the alloy composition, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration.

論文

Enhancement of permeability activated by supercritical fluid flow through granite

野原 壯; 宇野 正起*; 土屋 範芳*

Geofluids, 2019, p.6053815_1 - 6053815_16, 2019/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Geochemistry & Geophysics)

この地質学的研究は、地熱活動の痕跡を評価するために、花崗岩の電子プローブマイクロアナライザ解析を利用している。角閃石-長石温度計を適用し、ガラス状脈の温度は約700$$^{circ}$$Cと推定された。ボーリング岩石コアの肉眼および顕微鏡の観察の結果は、角閃石および斜長石によるマイクロフラクチャーの充填が、超臨界流体の流れの軌跡であることを明らかにした。粒界マイクロフラクチャーおよび平行マイクロフラクチャーは、白亜紀後期における花崗岩体の定置直後に起こったと考えられる超臨界流体の限られた活動によって形成された痕跡と認識された。現在の高い透水性は、超臨界流体に関連したマイクロフラクチャーネットワークと関係すると考えられた。超臨界流体による割れ目の痕跡は、深さ1200mの坑井を用いて簡易的に把握された。各試験区間の透水性と割れ目の特徴とに基づいて代表的なタイプが提案された。緑泥石充填の割れ目タイプは、相対的に小さい割れ目分布密度を示したにも関わらず、高い透水性に対応した。この研究の結果は、透水性の向上は、花崗岩を流れた超臨界流体によって活性化されたことを示した。

論文

Application of probabilistic fracture mechanics methodology for Japanese reactor pressure vessels using PASCAL4

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/07

Probabilistic fracture mechanics (PFM) methodology, which represents the influence parameters in their inherent probabilistic distributions, is deemed to be promising in the structural integrity assessment of pressure-boundary components in nuclear power plants. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which can be used to evaluate the failure frequency of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analyses are performed for a Japanese model RPV using PASCAL4, and the effects of non-destructive examination and neutron fluence mitigation on failure frequency of RPV are quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for the structural integrity assessment of RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.

論文

Effect of coolant water temperature of ECCS on failure probability of RPV

勝山 仁哉; 眞崎 浩一; Lu, K.; 渡辺 正*; Li, Y.

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/07

加圧水型原子炉の原子炉圧力容器(RPV)において、非常用炉心冷却系(ECCS)の冷却材の温度が加圧熱衝撃(PTS)事象時のRPVの構造健全性に影響する可能性がある。PTS事象時の熱衝撃の影響を低減することを目的とした緩和措置として、ECCSの冷却水温度を上げることに着目し、国内の代表的な高経年化したPWRプラントを対象に、システム解析コードRELAP5及び確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL4を用いた熱水力解析及びPFM解析を実施した。その結果、高圧注入系と低圧注入系(HPI/LPI)の冷却水温度のみを上昇させた場合には破損確率の低減に効果はない。一方、HPI/LPI及び蓄圧系の冷却水温度を上昇させた場合にはRPVの破損確率が大きく低減することを示した。

論文

Verification of a probabilistic fracture mechanics code PASCAL4 for reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered as a promising methodology in the integrity assessment of structural components in a nuclear power plant since it can rationally represent the influence parameters in their inherent probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) has been developed by Japan Atomic Energy Agency, which can be used for structural integrity assessments of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Up till now, many efforts have been made on verifying the PASCAL4 code. Among them, a Japanese working group which is consisted of seven participants from industries, universities and institutes was established to conduct the verification studies. Based on verification activities during the past two years, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs were confirmed with great confidence. This paper summarizes the verification activities in this working group including the verification plan, analysis conditions and results.

論文

Conceptual uncertainties in modelling the interaction between engineered and natural barriers of nuclear waste repositories in crystalline rocks

Finsterle, S.*; Lanyon, B.*; ${AA}$kesson, M.*; Baxter, S.*; Bergstr$"o$m, M.*; Bockg${aa}$rd, N.*; Dershowitz, W.*; Dessirier, B.*; Frampton, A.*; Fransson, ${AA}$.*; et al.

Geological Society, London, Special Publications, No.482, p.261 - 283, 2019/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.85

放射性廃棄物地層処分の信頼性は廃棄体パッケージとその周辺のベントナイトからなる緩衝材で構成される人工バリアと母岩の多重バリアに依存している。スウェーデン核燃料・廃棄物管理会社(SKB)はベントナイトと岩盤の相互作用の理解促進のためのモデリングタスクフォースを実施した。すなわち、異なる概念化とモデリングツールを採用した11のモデリングチームを活用して、エスポ硬岩研究所で実施された原位置試験の分析のためのモデルエクササイズを実施した。このエクササイズにより、人工バリアと天然バリアの相対的な重要度や、より信頼のあるベントナイト飽和予測に向けた現象理解に必要な視点、などの異なる評価結果を導く概念的な不確実性を抽出した。

論文

Evolution of the excavation damaged zone around a modelled disposal pit; Case study at the Horonobe Underground Research Laboratory, Japan

青柳 和平; 宮良 信勝; 石井 英一; 中山 雅; 木村 駿

Proceedings of 13th SEGJ International Symposium (USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/11

本研究では、幌延深地層研究センターの人工バリア性能確認試験孔(ピット)を対象として、ピット周辺の掘削損傷領域の発達過程と、ピット中に設置した緩衝材への注水に伴う掘削損傷領域の経時変化を、弾性波トモグラフィ調査結果に基づき論じた。結果として、ピット周辺の弾性波速度はピット掘削後に顕著に低下するが、緩衝材への注水開始後は、徐々に弾性波速度が回復する傾向が見られた。ピット周辺の掘削損傷領域を対象とした透水試験と間隙水圧結果と比較したところ、掘削後の割れ目の発達と不飽和領域の発達が弾性波速度の低下の原因であると推定された。また、ピットへの注水に伴う周辺岩盤の間隙水圧の増大が見られたことから、掘削損傷領域内の飽和度の増加が、弾性波速度の回復の原因の一つであると推定された。

論文

Effects of fine-scale surface alterations on tracer retention in a fractured crystalline rock from the Grimsel Test Site

舘 幸男; 伊藤 剛志*; 赤木 洋介*; 佐藤 久夫*; Martin, A. J.*

Water Resources Research, 54(11), p.9287 - 9305, 2018/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:41.9(Environmental Sciences)

亀裂性結晶質岩中の放射性核種移行に対する割れ目表面の変質層の影響が、スイスのグリムゼル試験場の単一亀裂を有する花崗閃緑岩試料を用いた室内移行試験、表面分析、モデル化を組み合わせた包括的なアプローチによって調査された。5種類のトレーサーを用いた透過拡散試験,バッチ収着試験,通液試験を含む室内試験によって、移行遅延の程度はHDO, Se, Cs, Ni, Euの順に大きくなること、割れ目表面近傍に拡散に対する抵抗層が存在すること、拡散において陽イオン加速と陰イオン排除の効果が重要であることが確認された。X線CT及びEPMAによる観察から、割れ目周辺の鉱物分布の微視的な不均質性が把握された。これらの知見に基づき、風化したバーミキュライト層、配向した雲母層、マトリクス部から構成される3層モデルを構築し、それぞれの層の間隙率、収着・拡散パラメータを与えることで、通液試験で得られた全てのトレーサーの破過曲線と割れ目近傍のトレーサー濃度分布を良好に解釈することができた。

報告書

幌延深地層研究計画における稚内層中の割れ目帯を対象とした物質移行試験; ボーリング調査および物質移行試験データ集

對馬 正人*; 武田 匡樹; 大野 宏和

JAEA-Data/Code 2018-008, 78 Pages, 2018/10

JAEA-Data-Code-2018-008.pdf:6.73MB
JAEA-Data-Code-2018-008(errata).pdf:0.11MB
JAEA-Data-Code-2018-008-appendix(DVD-ROM).zip:263.67MB

日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町において、深地層の研究施設を活用した地層科学研究および地層処分研究開発を実施しており、このうち地層処分研究開発の一環として、泥岩中に分布する割れ目や岩石マトリクスを対象とした原位置トレーサー試験を実施している。本報告では、割れ目帯を対象に実施した原位置トレーサー試験とトレーサー試験に関わるボーリング調査結果の取りまとめを行った。

論文

Application of Bayesian optimal experimental design to reduce parameter uncertainty in the fracture boundary of a fuel cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

The reduction of epistemic uncertainty for safety-related events that rarely occur or require high experimental costs is a key concern for researchers worldwide. In this study, we develop a new framework to effectively reduce parameter uncertainty, which is one of the epistemic uncertainties, by using the Bayesian optimal experimental design. In the experimental design, we used a decision theory that minimizes the Bayes generalization loss. For this purpose, we used the functional variance, which is a component of widely applicable information criterion, as a decision criterion for selecting informative data points. Then, we conducted a case study to apply the proposed framework to reduce the parameter uncertainty in the fracture boundary of a non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimen under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions. The results of our case study proved that the proposed framework greatly reduced the Bayes generalization loss with minimal sample size compared with the case in which experimental data were randomly obtained. Thus, the proposed framework is useful for effectively reducing the parameter uncertainty of safety-related events that rarely occur or require high experimental costs.

論文

Development of crack evaluation models for probabilistic fracture mechanics analyses of Japanese reactor pressure vessels

Lu, K.; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed by Japan Atomic Energy Agency for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs). The most recent release is PASCAL Version 4 (hereafter, PSACAL4) which can be used to evaluate the failure frequency of RPVs considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. For the integrity assessment of RPVs, development of crack evaluation models is important. In this study, finite element analyses are performed firstly to verify the stress intensity factor calculations of cracks in PASCAL4. In addition, the applicability of the crack evaluation models in PASCAL4 such as the location of embedded cracks, crack shape and depth of surface cracks, and the increment of crack propagation is investigated. Based on sensitivity analyses of crack evaluation models for Japanese RPVs using PASCAL4, the effects of these evaluation models on failure frequency are clarified. From the analysis results, crack evaluation models recommended to the failure frequency evaluation for a Japanese model RPV are discussed.

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