電力中央研究所

報告書「電力中央研究所報告」は当研究所の研究成果を取りまとめた刊行物として、昭和28年より発行されております。 一部の報告書はPDF形式で全文をダウンロードすることができます。

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

Q12007

タイトル(和文)

原子炉圧力容器鋼の照射脆化予測法の改良-高照射監視試験データの予測の改善-

タイトル(英文)

Modification of Embrittlement Correlation Method of Reactor Pressure Vessel Steels - Calibration to the Surveillance Test Data at High Fluences -

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

原子炉圧力容器の中性子照射脆化の適切な監視と予測は原子力プラントの安全運転にとって重要である。当所では2007年に脆化予測法を開発し、これは日本電気協会技術規程JEAC4201-2007の国内脆化予測法として規格に採用された。しかしながらその後に取得された監視試験データのいくつかが高照射量での脆化が予測よりも大きくなる傾向を示したことから、当所では予測法の改良に着手した。最近の監視試験材の観察から、高照射量領域での脆化の機構は現行脆化予測法で考慮しているモデルと整合していることが明らかとなり、脆化予測法の改良は数式モデルの係数の見直しにより行うこととした。係数の最適化に用いる目的関数を見直すとともに、EFPYの二乗をデータの重みとすることで、長期運転で得られた監視試験データの比重を大きくする方法を採用した。この結果、監視試験データの予測精度が改善した。また予測の残差の解析から、脆化量の計算値のマージンを22℃、計算値の補正値のマージンを18℃とした。

概要 (英文)

Neutron irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels (RPV) is a phenomenon that needs to be properly monitored and predicted for the safe operation of nuclear power plants. The current embrittlement correlation method to predict the amount of embrittlement of RPV steels in Japan was developed by CRIEPI in 2007, and is specified as the domestic embrittlement correlation method in JEAC4201-2007. Recently, some new surveillance data obtained after the development of the method showed a trend of a larger amount of embrittlement at high fluences, which led us to revise the current correlation method. Microstructural characterization of the recent surveillance materials indicates that the mechanism observed in the materials is consistent with the one employed in the current correlation method, suggesting that the calibration of the equation coefficients of the method to the new data set is the appropriate way to improve the capability of the method. Some modifications were made on the definition of the objective function which is to be minimized during the calibration process, and a weight calculated as the value of EFPY^2 was assigned to each of the surveillance data so that the data obtained after long-term operation are considered with larger significance in the mathematical process. The revised correlation method allows us to predict the Japanese surveillance data with better accuracy. Analysis of the prediction residuals suggests the margins to be 22 C for as-calculated values and 18 C for the values with heat-specific adjustment.

報告書年度

2012

発行年月

2013/03

報告者

担当氏名所属

曽根田 直樹

材料科学研究所

中島 健一

材料科学研究所 構造材料領域

西田 憲二

材料科学研究所 構造材料領域

土肥 謙次

材料科学研究所 構造材料領域

キーワード

和文英文
原子炉圧力容器 Reactor Pressure Vessel
中性子照射脆化 Neutron Irradiation Embrittlement
脆化予測法 Correlation Method
監視試験 Surveillance Test
ミクロ組織 Microstructure
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