保全の視点に立脚した原子炉圧力容器の確率論的健全性評価
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カテゴリ: 第14回
1.緒言
冷却材喪失事故(LOCA)時の炉心冷却により原子炉圧力容器(RPV)は加圧熱衝撃(PTS)荷重を受ける。特に、圧力容器は中性子照射脆化が生じるため、圧力容器は脆性破壊の可能性がある[1]。現在の原子力規制では、運転期間延長認可審査時に行われる特別点検において、RPV 内のき裂の有無について全周検査が行われる。本研究では、圧力容器の検査・補修方法の最適化を目的として、PTS において、RPV 内面の炉心外(図1 のA)と炉心部(図 1のB)について、決定論的及び確率論的構造健全性評価を行った。決定論的健全性評価について、三次元数値流体解析(3D-CFD)と有限要素法(FEM)を用いて応力拡大係数KIの部位依存性を求めた。さらに確率論的健全性評価を行うために、3次元モデルを用いて部位依存性を含む、より正確な KIの確率分布を求めた。3D-CFD・FEM から得たKIの確率分布とマスターカーブ法[2]から得た破壊靱性 KICの確率分布を比較して、RPV の破壊確率(き裂貫 通確率)の部位依存性を求めた。RPV の破壊確率の部位依存性を用いて圧力容器の検査・補修方法の優先順位について議論した。
図1 RPV(1/4モデル)内面の想定き裂の部位の概念図[3] 2.決定論的健全性評価 3D-CFDシミュレーションにより、PTS時におけるRPV 内の3次元温度分布履歴を得た。また、FEM 熱弾塑性解 析法を用いて、RPV 内オーバーレイクラッディングの溶 接残留応力分布を計算した。圧力履歴、温度分布の履歴 と残留応力分布の結果を用いて、FEMによる破壊力学の 計算から仮想き裂の応力拡大係数を決定した。なお、破 壊力学解析では、き裂先端の塑性域を考慮した。 Crack Tip Temperature [ °C] 2400 150 300 Max KI (35 deg) 1900/03/20Min KI (10 deg) Any KI (20 deg) 4000 150 300 Crack Tip Temperature [ °C] 240 KIC 200RTNDT by surveillance data,60 years MFR: 30 kg/s inside core 1900/07/181900/06/08KIC ASME RTNDT=89°C positon B Circum crack 160 2c/a=6, c=51 mm 120ti: 0 ~ 3000s 120 peak KI ti=1200s 80KI 40ti 0図2 RPVの決定論的健全性評価の例[3] 図2はRPVの炉心部(図1のB)における周方向部位 の異なる3つのき裂の応力拡大係数KIの変化を示す。図 中には、ASME 規格にある破壊靭性値KICも示す[4]。KI がKICを超えれば破壊する(決定論的健全性評価)が、図 2の場合では破壊しないことが分かる。そして、部位によ ってKIが異なることも分かる。 3.確率論的的健全性評価 0.003MFR: 30 kg/s 0:04:19f oy tisnedy tilibaborPKI KIC inside core position B Circum crack, 2c/a=6 0:02:53consider a circle, ti=1200s PD KI 0:02:53Real distributed KI (0~360 deg) PDF KIC ,Weibull,T0=39.5°C KIC(med)=58 MPa m0.5 0.001 correspond to T=T0-50°C 0.001 on Master Curve 20 40 60 80 100 KIC, KI [MPa m0.5] 図3 RPVの確率論的健全性評価の例[3] RPVの炉心部(図1のB)について、き裂周方向(周 方向360度)に1度毎にき裂を想定し、それぞれにき裂 サイズのあいまいさを確率分布で与えてKIを計算した。 図3は、部位(周方向360度)のあいまいさとき裂サイ ズのあいまいさを考慮することで得られたKIの確率分布 である。このようにしてRPV の破壊確率を定量評価する ための方法論を検討した。 4.結果と考察 20 30 40 50 KIC [MPa 60 m0.5] 70 80 90 100 0.00120 30 40 50 60 70 80 90 100 KI [MPa m0.5] 0.003 MFR: 30 kg/s Circum crack, 2c/a=6, ti=1200s consider a circle (0 ~ 360°) 図4 RPV内面の炉心外(A)と炉心部(B)の破壊確率の比較[3] 図4はRPV 内面の炉心外(図1のA)と炉心部(図1 の B)について、破壊確率の比較の結果を示す。この結 果から、A よりもB の破壊確率は大きいため、B を優先 的に検査・補修するべきと考えられる。 5.まとめ 圧力容器の検査・補修方法の最適化を目的として、 3D-CFD・FEM を用いた確率論的健全性評価方法を検討 した。 参考文献 [1] Odette. G.R, Lucas. G.E., ASTM STP 909, ASTM International, West Conshohocken, PA, USA , 1986, pp. 206-241. [2] ASME., Nuclear Power Plant Components, USA, (1995). [3] X. Ruan, T. Nakasuji, K. Morishita., proceedings of the 2017 ASME Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2017), Hawaii, United States, No. PVP2017-65072, (July 2017) [4] ASTM-E1921-02., USA, (1997). - 8 - 0.003KI KIC 0.0020.002PD KI position B PD KI position A PDF KIC position B 0.001 PDF KIC position A“ “保全の視点に立脚した原子炉圧力容器の確率論的健全性評価“ “阮 小勇,Xiaoyong RUAN,中筋 俊樹,Toshiki NAKASUJI,森下 和功,Kazunori MORISHITA
冷却材喪失事故(LOCA)時の炉心冷却により原子炉圧力容器(RPV)は加圧熱衝撃(PTS)荷重を受ける。特に、圧力容器は中性子照射脆化が生じるため、圧力容器は脆性破壊の可能性がある[1]。現在の原子力規制では、運転期間延長認可審査時に行われる特別点検において、RPV 内のき裂の有無について全周検査が行われる。本研究では、圧力容器の検査・補修方法の最適化を目的として、PTS において、RPV 内面の炉心外(図1 のA)と炉心部(図 1のB)について、決定論的及び確率論的構造健全性評価を行った。決定論的健全性評価について、三次元数値流体解析(3D-CFD)と有限要素法(FEM)を用いて応力拡大係数KIの部位依存性を求めた。さらに確率論的健全性評価を行うために、3次元モデルを用いて部位依存性を含む、より正確な KIの確率分布を求めた。3D-CFD・FEM から得たKIの確率分布とマスターカーブ法[2]から得た破壊靱性 KICの確率分布を比較して、RPV の破壊確率(き裂貫 通確率)の部位依存性を求めた。RPV の破壊確率の部位依存性を用いて圧力容器の検査・補修方法の優先順位について議論した。
図1 RPV(1/4モデル)内面の想定き裂の部位の概念図[3] 2.決定論的健全性評価 3D-CFDシミュレーションにより、PTS時におけるRPV 内の3次元温度分布履歴を得た。また、FEM 熱弾塑性解 析法を用いて、RPV 内オーバーレイクラッディングの溶 接残留応力分布を計算した。圧力履歴、温度分布の履歴 と残留応力分布の結果を用いて、FEMによる破壊力学の 計算から仮想き裂の応力拡大係数を決定した。なお、破 壊力学解析では、き裂先端の塑性域を考慮した。 Crack Tip Temperature [ °C] 2400 150 300 Max KI (35 deg) 1900/03/20Min KI (10 deg) Any KI (20 deg) 4000 150 300 Crack Tip Temperature [ °C] 240 KIC 200RTNDT by surveillance data,60 years MFR: 30 kg/s inside core 1900/07/181900/06/08KIC ASME RTNDT=89°C positon B Circum crack 160 2c/a=6, c=51 mm 120ti: 0 ~ 3000s 120 peak KI ti=1200s 80KI 40ti 0図2 RPVの決定論的健全性評価の例[3] 図2はRPVの炉心部(図1のB)における周方向部位 の異なる3つのき裂の応力拡大係数KIの変化を示す。図 中には、ASME 規格にある破壊靭性値KICも示す[4]。KI がKICを超えれば破壊する(決定論的健全性評価)が、図 2の場合では破壊しないことが分かる。そして、部位によ ってKIが異なることも分かる。 3.確率論的的健全性評価 0.003MFR: 30 kg/s 0:04:19f oy tisnedy tilibaborPKI KIC inside core position B Circum crack, 2c/a=6 0:02:53consider a circle, ti=1200s PD KI 0:02:53Real distributed KI (0~360 deg) PDF KIC ,Weibull,T0=39.5°C KIC(med)=58 MPa m0.5 0.001 correspond to T=T0-50°C 0.001 on Master Curve 20 40 60 80 100 KIC, KI [MPa m0.5] 図3 RPVの確率論的健全性評価の例[3] RPVの炉心部(図1のB)について、き裂周方向(周 方向360度)に1度毎にき裂を想定し、それぞれにき裂 サイズのあいまいさを確率分布で与えてKIを計算した。 図3は、部位(周方向360度)のあいまいさとき裂サイ ズのあいまいさを考慮することで得られたKIの確率分布 である。このようにしてRPV の破壊確率を定量評価する ための方法論を検討した。 4.結果と考察 20 30 40 50 KIC [MPa 60 m0.5] 70 80 90 100 0.00120 30 40 50 60 70 80 90 100 KI [MPa m0.5] 0.003 MFR: 30 kg/s Circum crack, 2c/a=6, ti=1200s consider a circle (0 ~ 360°) 図4 RPV内面の炉心外(A)と炉心部(B)の破壊確率の比較[3] 図4はRPV 内面の炉心外(図1のA)と炉心部(図1 の B)について、破壊確率の比較の結果を示す。この結 果から、A よりもB の破壊確率は大きいため、B を優先 的に検査・補修するべきと考えられる。 5.まとめ 圧力容器の検査・補修方法の最適化を目的として、 3D-CFD・FEM を用いた確率論的健全性評価方法を検討 した。 参考文献 [1] Odette. G.R, Lucas. G.E., ASTM STP 909, ASTM International, West Conshohocken, PA, USA , 1986, pp. 206-241. [2] ASME., Nuclear Power Plant Components, USA, (1995). [3] X. Ruan, T. Nakasuji, K. Morishita., proceedings of the 2017 ASME Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2017), Hawaii, United States, No. PVP2017-65072, (July 2017) [4] ASTM-E1921-02., USA, (1997). - 8 - 0.003KI KIC 0.0020.002PD KI position B PD KI position A PDF KIC position B 0.001 PDF KIC position A“ “保全の視点に立脚した原子炉圧力容器の確率論的健全性評価“ “阮 小勇,Xiaoyong RUAN,中筋 俊樹,Toshiki NAKASUJI,森下 和功,Kazunori MORISHITA