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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:1 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.

報告書

安全研究センター成果報告書(平成27年度$$sim$$平成29年度)

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB

日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度$$sim$$平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

論文

Development of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL Version 4 for reactor pressure vessels

Lu, K.; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宇野 隼平*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs) for structural integrity assessment of Japanese reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock transients. By reflecting the latest knowledge and findings, the PASCAL code has been continuously improved. In this paper, the development of PASCAL Version 4 (hereafter, PASCAL4) is described. Several analysis functions incorporated into PASCAL4 for evaluating the failure frequency of RPVs are introduced, for example, the evaluation function of confidence level of failure frequency considering epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions and KI calculation methods considering complicated stress distributions, and the recent Japanese irradiation embrittlement prediction method. Finally, using PASCAL4, a PFM analysis example for a Japanese model RPV is presented.

論文

Creep deformation analysis of a pipe specimen based on creep damage evaluation method

勝山 仁哉; 山口 義仁; Li, Y.

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

過酷な条件下における原子炉機器の破損挙動を評価するための手法の整備が重要となっている。我々は、有限要素法を用いて、高温下における機器のクリープ変形及び損傷挙動を評価するための手法の整備を進めている。本研究では、COSSALベンチマーク解析の一環として、我々が整備したクリープ損傷評価手法の検証を行うことを目的に、大型管状試験体に対する損傷評価を行った。その結果、材料の損傷を考慮したクリープ構成則が最も精度がよいことなどを示した。

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*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07

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)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。また我々は、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。

論文

Structural integrity assessments of helium components in the primary cooling system during the safety demonstration test using the HTTR

坂場 成昭; 橘 幸男; 中川 繁昭; 濱本 真平

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4499 - 4511, 2005/08

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRを用いた安全性実証試験が行われている。安全性実証試験による成果は、将来高温ガス炉及び第四世代原子炉システムの候補の一つであるVHTRの経済性の向上につながることが期待されている。安全性実証試験の一つとして実施されている冷却材流量の部分喪失を模擬した循環機停止試験では、温度及び冷却材であるヘリウム中の不純物組成が過渡状態となる。そこで、循環機停止試験における、温度及びヘリウム中の化学組成の実測値をもとに、1次系の主要な機器である、高温二重管,1次加圧水冷却器等の健全性を評価した。温度変化に基づく応力評価及び化学組成変化による炭素析出の評価の結果、原子炉出力100%からの試験における1次系主要機器の健全性が確認された。

報告書

ITERトカマクの耐震性評価にかかわる振動試験計画

武田 信和; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-073, 59 Pages, 2005/01

JAERI-Tech-2004-073.pdf:11.36MB

ITERトカマクは異なる運転温度の機器からなり、その温度差による熱変形を許容するために、支持脚に柔軟性を持たせている。このような構造上の特徴から、ITERトカマクは複雑な振動挙動を示すことが予想され、耐震設計においてはこの点について十分に考慮する必要がある。このような構造はこれまでに例がないため、耐震設計に用いる数値解析モデルを事前に実験により検証することが必要不可欠である。特に、支持構造については板バネとボルト等からなる複雑な構造体であり、その機械的特性の把握は重要である。本報告は、ITERトカマクの耐震設計に必要となる一連の振動試験計画について、その全体計画を示すものである。トカマク全体の振動特性を把握するための試験は、可能であれば実規模の試験体を用いて行うことが望ましいが、試験設備の制約から縮小試験体を用い、スケール則を適用して試験結果を解釈する。また、スケール則が適用できない現象である減衰特性については、支持脚の実規模試験体を用いて試験を実施する。さらに、真空容器縮小試験や支持脚小型縮小試験といった、その他の補完的な試験も合わせて計画されている。

論文

Coolant chemistry characteristics during safety demonstration test using HTTR

坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男

Transactions of the American Nuclear Society, 91, P. 377, 2004/00

HTTRを用いた安全性実証試験における1次冷却材中の化学的不純物濃度実測値を用いて、黒鉛減速,ガス冷却炉において起こり得る炭素析出現象について評価を行った。炭素析出は、原子炉圧力容器,中間熱交換器等の約400$$^{circ}$$C程度の低温部に起きやすいが、評価の結果、安全性実証試験等における温度変化時等において、1次冷却材中の化学的不純物濃度組成は、炭素析出を起こすような組成分布に至っていないことが確認された。

論文

Structural integrity of beam window of mercury target

粉川 広行; 石倉 修一*; 二川 正敏; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2003/04

大強度陽子加速器計画の下で設計が進められているMW級核破砕中性子源には、高密度の熱の除去等の観点から水銀ターゲットが用いられる。パルス陽子ビームが水銀ターゲットに入射すると、水銀の急激な熱膨張によって圧力波が発生し、その圧力波の伝ぱにより、SUS316L製の水銀ターゲット容器には、過大な動的応力が発生すると同時に、容器は変形して水銀中でキャビテーションを引き起こし、ターゲット容器の構造健全性に影響を及ぼす可能性がある。そこで、水銀ターゲット容器、特にビーム窓の構造健全性を評価するために、1MWパルス陽子ビーム入射条件下での動的応力挙動を有限要素法によって解析した。半円筒状、及び平板状ビーム窓を持つ2種類のターゲット容器を解析モデルに用い、両者の結果を比較した結果、圧力波によってビーム窓で発生する動的応力が2次応力として取り扱うことが可能であり、平板状ビーム窓を持つターゲット容器が半円筒状ビーム窓のターゲット容器よりも構造的な観点から有利であるであることを明らかにした。

報告書

HTTR出力上昇試験における高温配管熱変形挙動の評価,1; 20MWまでの結果

塙 悟史; 小嶋 崇夫; 角田 淳弥; 橘 幸男

JAERI-Tech 2002-024, 46 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-024.pdf:3.29MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}C$$であり、1次系の機器配管系は非常に高温になる。そのため、これら機器配管系の熱変位挙動を確認することは健全性確認の観点からも重要である。さらに、機器配管系の支持方法には、3次元の浮動支持方式を採用しているため、その熱変位挙動・特性を把握することは、3次元浮動支持方式の熱変位特性を知るうえでも重要である。HTTRの出力上昇試験(2)では、1次系高温配管の熱変形測定試験を実施した。本報は、その試験結果及び解析評価結果を示したものである。本試験により、支持構造物の抵抗力が効きの熱変位挙動に影響を与えることが明らかとなり、またその抵抗力を最適化することで実測熱変位挙動を再現できることを確認するとともに、定格運転時における機器健全性を確認した。

論文

Introduction of ductile crack extension analysis model based on R6 method into PFM code PASCAL

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*

Proceedings of 4th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components, p.31 - 41, 2002/00

原研では、原子力機器の経年変化研究の一環として、確率論的破壊力学コードPASCALの開発を行っている。このコードでは、経年圧力容器の破損確率を解析する。通常、VISA-IIやOCA-P等の圧力容器破損確率解析コードでは、線形破壊力学に基づく亀裂進展,停止解析に基づき破損確率が求められる。一方、加圧熱衝撃等による破損解析では、板厚方向への亀裂進展にしたがって温度勾配による靱性増加のため脆性破壊から延性破壊へと破壊モードが遷移するケースが発生し、過度に安全側の評価となる可能性がある。このような破壊モードの遷移を適切に評価するためには、延性亀裂進展による破壊抵抗の増加を考慮することが必要になる。そこで、弾塑性破壊力学に対応できるR6法破壊規準をPASCALに導入するとともに、弾塑性破壊力学解析に必要な材料の破壊抵抗曲線のデータベースを導入した。例題解析の結果、弾塑性破壊力学の導入により、破壊確率が大幅に低減するとともに精度の良い破損確率が得られることがわかった。

論文

Development of a PFM code for evaluating reliability of pressure components subject to transient loading

柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*

Nuclear Engineering and Design, 208(1), p.1 - 13, 2001/08

 被引用回数:20 パーセンタイル:18.67

確率論的破壊力学(PFM)は、材料や構造等の不確実性を確率論に基づき評価することにより、現行決定論的評価法に比べてより合理的に評価できる健全性評価法として、機器の設計基準や維持基準への導入が検討されている。しかし、PFM手法の導入に当たっては、最新の破壊力学評価法の反映及び解析コードの信頼性や精度の向上が未だ必要である。この観点から、原研では、弾塑性破壊評価法R6の導入や半楕円亀裂の進展評価モデルに特徴を有する新規PFMコードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進め、これまでに、ほぼコード開発を終えている。本論文は、開発コードの概要、コードの検証解析及び導入機能を使った例題解析の結果についてまとめたものである。検証解析及び例題解析は、NRC/EPRI PTSベンチマーク問題の入力データを用い、無限長亀裂または半楕円亀裂を有する圧力容器について実施した。コードの検証解析として、無限長亀裂及び初期アスペクト比一定の半楕円亀裂について破損確率を解析し、VISA-IIによる同一入力条件の解析結果との比較を行った。また、例題解析では、破壊基準、半楕円亀裂の進展評価法、高温予荷重の効果、クラッドの影響について、本コードの機能を用いた解析を行いこれらのパラメータの影響に関して知見を得た。

報告書

確率論的破壊力学コードPASCALの開発と使用手引き

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*

JAERI-Data/Code 2001-011, 233 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-011.pdf:7.42MB

軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成8年度から確率論的破壊力学コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を行っている。このコードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)等の過渡荷重が発生した場合の破損確率を解析するコードである。破壊力学の最新の知見や計算機性能の向上を踏まえ、新規解析法や詳細解析法の導入により解析精度と信頼性向上を図ることを目標に開発を進め、これまでにPASCAL-Version 1開発をおおむね完了している。本コードは、自動階層別モンテカルロ法、弾塑性破壊評価基準,半楕円亀裂の詳細進展評価機能,焼鈍効果の評価機能等に改良モデル等を導入していることが特徴的である。また、温度・応力分布作成用の専用入力データプロセッサーも用意している。ベンチマーク問題による検証解析及びケーススタディにより解析機能の検証を終えコードが良好に作動することを確認してる。本報告書は、上記開発経過を踏まえPASCALの使用方法と解析理論及び手法等をまとめたものである。

論文

原子炉用黒鉛構造部材の受入れ検査

石原 正博; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 塩沢 周策

炭素, 2001(196), p.39 - 48, 2001/02

現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950$$^{circ}C$$の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。

論文

Correlation among the Changes in Mechanical properties due to neutron irradiation for pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

ISIJ International, 37(8), p.821 - 828, 1997/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.9(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

原子炉圧力容器鋼材の照射脆化に関して、各種機械的特性の変化の相関を調べた。照射脆化に影響する鋼材中の鋼、燐及びニッケル量を変化させた7種類の鋼材を利用し、JMTRで中性子照射を行った。本鋼材は、IAEA鋼材照射協力研究用に国内鋼材メーカーが製造したものであり、国内PWR圧力容器鋼の化学成分範囲を包含するように選択した。室温での降伏強さの増加を指標とした場合、ビッカース硬さの増加及びシャルピー遷移温度のシフトには良い相関が認められた。上部棚温度領域では、延性破壊靱性の低下と降伏強さの増加に良い相関が認められ、一方でシャルピー上部棚吸収エネルギにはあまり良い相関が認められなかった。延性脆性遷移温度域での破壊靱性値は、ばらつきが大きいため、統計処理を含む最適な評価方法の確立が必要である。

論文

Progress of LWR structural safety research at JAERI

柴田 勝之

Nucl. Eng. Des., 174(1), p.79 - 90, 1997/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.72(Nuclear Science & Technology)

原研では、安全研究年次計画に従って、軽水炉の構造安全研究として構造機器の経年変化と健全性評価に係わる研究を進めている。年次計画の目標に沿って、「経年変化メカニズムと予測法の研究」、「経年変化の検出・評価法の研究」、「経年化機器の健全性評価法の研究」を実施している。安全性への重要度と交換の難易度から原子炉圧力容器、コンクリート構造物、電線を重要機器として抽出し、これらを対象に研究を進めている。本報告では、上記の研究の進展と今後の計画および安全研究の一環として実施した破断前漏洩研究の結果について概要を述べる。

論文

球面接触を有する円柱状黒鉛構造物の健全性評価

石原 正博; 伊与久 達夫; 二川 正敏

材料, 42(472), p.15 - 21, 1993/01

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心は、サポートポスト等の黒鉛構造物により支持されている。サポートポストは両端が球面形状となっている円柱状支持構造要素であり、その上・下に位置する球面座を有するシートと接触している。サポートポスト/シート構造に作用する主要な荷重は、炉心重量及び繰り返し作用する地震荷重である。また、地震時のサポートポストの上・下黒鉛構造物の水平方向相対変位は、サポートポストが傾斜することで吸収する。更に、黒鉛製のサポートポストは酸化事故時においても、構造健全性を確保する必要がある。このため、サポートポスト/シート構造の破壊荷重に対するサポートポストの傾斜角、体積効果、繰り返し荷重及び酸化の影響を、実スケール及び1/2スケールの要素試験に基づいて明らかにし、HTTRのサポートポスト/シート構造の構造健全性を確認した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)炉心支持黒鉛構造物の健全性

稲垣 嘉之; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 90-020, 70 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-020.pdf:1.85MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物は、黒鉛ブロック及びポストの積層構造で構成され、炉心を支持するとともに炉心で加熱された冷却材の流路を形成する。炉心支持黒鉛構造物は、原子炉の供用期間中(約20年間)に一度の交換も予定しない永久構造物である。その健全性を維持するために、十分な開発試験に基づいた余裕のある設計を行っており、万一、炉心支持黒鉛構造物の破損あるいは破壊が生じたとしても、原子炉の安全性が確保されることを確認している。また、製作時には厳重な品質管理を行うとともに、供用期間中に目視観察やサーベイランス試験を行い、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認する計画である。本報は、炉心支持黒鉛構造物の健全性を保証する基本的な考え方について報告するものである。

口頭

Structure analysis of LBE spallation target for accelerator driven system in JAEA; Effects of pressure waves on the structural integrity of target vessel

Wan, T.; 粉川 広行; 岩元 大樹; 武井 早憲; 大林 寛生; 佐々 敏信; 直江 崇; 二川 正敏

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、鉛ビスマス共晶合金(LBE)をターゲット材/冷却材として使用する加速器駆動核変換システム(ADS)を提案している。このADSシステムの設計に関して、基礎的な工学的な課題を解決するために、大強度陽子加速器施設(J-PARC)にADSターゲット試験施設(TEF-T)を含む核変換実験施設(TEF)の建設を検討している。TEF-Tの鉛ビスマス核破砕ターゲットにはパルス状陽子ビームが入射するので、ターゲット容器は核破砕反応の発熱による熱応力などの静的な応力を受ける。さらに、パルス状の陽子ビームによる急激な温度上昇によりLBE中に圧力波が生じるため、ターゲット容器の構造健全性に与える影響を評価しなければならない。本研究では熱流動などの動的解析を行い、ターゲット容器の構造健全性に与える圧力波の影響を評価したので、その結果について発表する。

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