文部科学省国家課題対応型研究開発事業
令和3年度「原子力システム研究開発事業」成果報告会

原子炉構造レジリエンスを向上させる
破損の拡大抑制技術の開発（中間成果報告）
令和4年2月2日（水）（受託者）国立大学法人 東京大学
（研究代表者）笠原直人 東京大学大学院工学系研究科教授（再委託先）国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
国立研究開発法人 防災科学技術研究所

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報告内容
１．研究の背景と目的
２．研究対象とする事象と研究課題

３. 研究実施内容➢ 超高温時に対する破損拡大抑制技術➢ 原子炉構造レジリエンス向上策➢ 過大地震時に対する破損拡大抑制技術

４．まとめ
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１．研究の背景と目的
合理的リスク低減のための構造強度の考え方の転換

従来の構造設計破損の発生防止

高確率

新しい構造設計の考え方
破損発生後の拡大の抑制

発生防止が有効発
生
確率P

システム設計では、可搬機器、AM策などによる影響緩和策がとられている。

安全性能◼ 従来の原子炉構造設計は、設計想定事象に対する破損発生防止を目的◼ 本研究では、設計想定を超える事象に対して破損が生じた場合にその影響を緩和する革新的な構造強度技術を提示◼ 破損が生じても、安全性へ影響する破損モードへの拡大を構造固有の特性により抑制することが出来れば、レジリエンス（安全性能低下に対する抵抗性と回復性）が向上

事故前の性能抵抗性

回復性
対策無最低要求性能

許容範囲

被害低減が有効目標リスク曲線

低確率
被害小

被害規模C

リスク曲線
（R=P×C）

被害大

リスク低減のための構造強度の考え方の転換

事故の進展

AMの開始

時間

破損拡大抑制による安全性レジリエンス向上
3構造固有の特性による破損の拡大抑制（破壊制御）◼ 想定を超える事象に対して工学設備に頼らず、構造固有の特性により破損拡大を自己抑制◼ 安全性への影響の小さい破損モード（変形や小さなき裂）を先行させることによって荷重やエネルギーを低減させ、安全性への影響の大きい破損モード（崩壊や破断）へ破損が拡大するのを抑制
軽水炉・新型炉荷重

圧力

自重

地震

先行させる破損モード（安全性への影響小)小さいき裂の貫通変形

塑性変形や支持部破損による剛性低下

荷重やエネルギーの低下要因

流出による圧力低下

抑制する破損モード(安全性への影響大)

延性破壊、破裂

荷重再配分による部材応力の低下

振動数比上昇による伝達エネルギー低下延性破壊、 崩壊、破断
破断

側板

底板
コーンルーフタンク

化学プラントのコーンルーフタンクのルーフと側板の接続部の強度は側板や底板より低く制御されている。何らかの原因で内圧が想定を超えた場合に、ルーフと側板の接続部が先行して壊れ圧力が抜け、側板や底板の圧力による破壊と液の流出を抑制

化学プラントにおける破損拡大抑制例

4２．研究対象とする事象と研究課題
自由度の高い次世代高速炉を具体例として研究を進め、その後一般化して既存炉にも展開
次世代高速炉の安全上重要な事象：崩壊熱除去系の冷却機能喪失事故

内部事象

外部事象

⇓冷却機能喪失事故⇓原子炉構造高温化⇓
過大地震の発生⇓配管崩壊・破断／容器座屈部からの破断⇓
冷却機能喪失容器胴部クリープ破断

課題Ⅰ：超高温時に対する破損拡大抑制技術

課題Ⅱ：過大地震時に対する破損拡大抑制技術

課題Ⅲ．原子炉構造レジリエンス向上策
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３. 研究実施内容
Ⅰ.超高温時に対する破損拡大抑制技術
方法論提示
荷重

令和３年度
２月時点

基本形状における見通し

機器構造における見通し構造物試験
V&V

破損限界（き裂発生）変形による再配分で荷重は破損限界未満に低下する

次世代炉
適用性確認

数値解析

座屈限界
（飛び移り座屈）向上策候補提示

変位座屈後挙動

Ⅱ.過大地震に対する破損拡大抑制技術
方法論提示

機器構造における見通し

基本形状における見通し

構造物試験
向上策候
V&V
補提示

1220gal200gal400gal600gal800gal1000gal1500gal
系列8変位応答倍率10塑性サイクルによる減衰

86

柔構
造化

剛構
造

42

数値解析

知識統合によるガイドライン化

00

1

2

3

Ⅲ．原子炉構造レジリエンス向上策

PRAとの解析統合

レジリエンス
可視化

レジリエンス
可視化法提示設計事業との連携
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Ⅰ.超高温時に対する破損拡大抑制技術◼ 安全上重要な事故シナリオ：
次世代高速炉原子炉構造の冷却機能喪失事故時のナトリウム液位確保方策を対象◼ レジリエンス向上のシナリオと具体策 ：容器のクリープ変形により荷重を上部吊り下げ部から床支持に再配分させ、容器破断への拡大を抑制

引張応力

上吊容器AＡ

座屈時点１B時点２Ｃ時点３

圧縮応力

0Ｂ

Ｃ時点１ 時点２時点３時間

超高温では材料が軟化するため自重による変形が進む。
荷重再配分により、最大応力発生箇所がＡ→Ｂ→Ｃと変化しつつ、応力は低下（平坦化）していく。

◼ 確認必要項目 ：下部鏡で直ちに破断が起こらないこと、原子炉容器を支える強度が維持されていることの確認が必要
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Ⅰ-a．超高温時に対する破損シーケンス予測・抑制技術
原子炉容器を模擬した基本形状に対して、弾塑性クリープ変形（応力再配分）や座屈が延性破壊や局部破損に拡大するメカニズムと制御パラメータを解明する。

超高温時の弾塑性クリープ
変形により原子炉容器が下降し、ガードベッセルや床と接触する。

耐震振れ止め

構造不連続部付き球殻試験（材料：超高温模擬（注）、形状：もんじゅ原子炉容器模擬）
飛び移り座屈 ⇒ 構造不連続部破壊

床接触球殻試験（材料：超高温模擬、JSFR原子炉容器模擬）
飛び移り座屈 ⇒ 安定した変形の進行（注）鉛アンチモン合金。超高温における実機材の変形挙動を室温で模擬できる（前プロジェクトで実証）

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構造不連続部付き球殻の座屈試験結果
第四段階（延性破壊）（飛び移り座屈）

荷重-変位曲線（試験結果）
座屈強度：浅い球殻＜中間の球殻＜半球殻
破壊強度には大きな差がない⇒構造不連続部の強度が影響

浅い球殻(R300)

中間の球殻(R90)

半球殻
(R66)

破壊時の変形量：浅い球殻＜中間の球殻＜半球殻座屈強度よりも破壊強度が3~10倍大きい→材料に延性があるため座屈後も大きな変形を許容。飛び移り座屈（不安定なオイラー座屈とはモードが異なる）のため変形してもすぐに破壊に至らず、耐荷能力を維持。
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超高温時に対する破損拡大抑制の方法論と見通しの提示
構造不連続部付き球殻及び床接触球殻について、材料に延性があり、座屈した後の挙動が飛び移り座屈のような安定なモードであれば、座屈後に直ちに破壊せず、変形しながら大きな荷重を支持でき、破損拡大抑制技術が適用できることを明らかにした。

次世代高速炉原子炉容器では、運転中および事故時の高温状態では材料が延性（クリープを含む）に富んだ状態であり下部鏡と床や他の構造物との接触による座屈モードは飛び移り座屈であることから、破損拡大抑制技術の適用条件を満たし、下部鏡接触により円筒胴に生じていた荷重を再配分して円筒胴が破壊しないよう制御できる見通しを得た。

10Ⅱ.過大地震時に対する破損拡大抑制技術◼ 安全上重要な事故シナリオの抽出：
次世代高速炉の過大地震時の原子炉液位確保と崩壊熱除去機能確保を対象◼ レジリエンス向上のシナリオと具体策 ：配管塑性変形や容器座屈による柔構造化による振動数比（入力振動数／固有振動数）上昇を活用し、容器破断や配管崩壊・破断への拡大を抑制
配管強度＞支持構造物強度
大気
大気

1210
変位応答倍率20gal
200gal400gal600gal800gal1000gal1500gal
系列8

塑性率が大きくなると共振ピークが消失していく塑性サイクルによる減衰

86

柔構
造化

剛構
造

42

破断強度＞座屈強度00123

振動数比（入力振動数／固有振動数）

変形による柔構造化により振動数比（入力振動数／固有振動数）が１より大きくなると、外部からの振動エネルギー流入が低減し、崩壊や破断への拡大を抑制

配管に先行して支持構造物が破損すると系の振動数比が上昇し、配管の崩壊と破断を抑制

地震荷重◼ 確認必要項目 ：座屈による柔構造化
で振動数比が上昇し容器の破断を抑制

容器座屈が直ちに破断に至らないこと、配管塑性変形が直ちに崩壊・破断に至らないことの確認必要
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Ⅱ-a．過大地震に対する破損シーケンス予測技術
配管や容器を模擬した基本形状に対して、振動数比（入力振動数／固有振動数）や自重による応力に応じて地震応答がラチェット変形や座屈から崩壊や破断に拡大するメカニズムと制御パラメータを解明する。

大気

大気

配管

梁のラチェット変形/崩壊試験

曲がり梁試験

梁の軸圧縮座屈試験

円筒座屈試験

過大地震等により座屈し ても貫通亀裂が生じ ない容器

容器

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梁モデルにおけるラチェット変形と崩壊の発生条件
ラチェット変形

塑性崩壊
崩壊(C)

振動数比大

ラチェット変形(R)振動とともに変形が進む

過大なピーク加速度によりいきなり塑性崩壊が発生する

ラチェットと崩壊の破損モードマップ
起こりやすさ ラチェット>>崩壊

最大加速度が同じでも、振動数比（入力振動数／固有振動数）が大きくなると、ラチェットや崩壊が起こりにくくなる。
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円筒モデルにおける座屈発生と座屈後挙動
円筒試験体

錘

加振 20Hz

400-1000500

1000

1500

固有振動数(Hz)50-5015Hz程度まで低下し安定

座屈後20Hz～15Hzに低下

100（m/s2）

試験体応答加速度

初期固有振動数34Hz30

入力振動数（20Hz）

20100
座屈発生

0時間（ms）

1234

試験回数（25正弦波/回）

座屈後は応答加速度と固有振動数が大きく低下した。固有振動数が入力振動数より下がることで動的荷重のエネルギーが入力されにくく、それ以上の座屈進展や亀裂が抑制されることがわかった。
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Ⅱ-b．過大地震に対する破損シーケンス抑制技術（防災科研）
複数の支持構造物を有する小規模な配管系を対象に、弾塑性応答によるエネルギー吸収、支持構造物損傷による配管系の柔構造化などを取り入れた破損シーケンス制御の具体的手法の検討を行い、BDBE下で配管系の機能喪失を回避する、レジリエンス性を含めた新たな耐震性評価概念を提案する。

1次モード：4.02Hz

2次モード：8.50Hz

小規模配管系試験による、支持構造物損傷による破損シーケンス制御技術の確認✓ 検討用地震波（K-NET穂別NS、時間軸調整なし）により、支持構造物Aが配管系に先行して塑性化することを確認。
✓ 2022年1月17日～2月4日に防災科研大型耐震で加振試験中15過大地震に対する破損拡大抑制の方法論と見通しの提示
梁および円筒について、材料に延性があり、塑性変形や座屈変形後の荷重再配分が安定なものであれば、変形により振動数比（入力振動数／固有振動数）が上昇し、エネルギー伝達が低減することから、崩壊や破断に至る前に挙動が安定し破損拡大抑制技術が適用できることを明らかにした。

次世代高速炉の原子炉容器と配管では、適切な品質管理の下、材料延性と交番荷重に対する耐疲労性が確保される場合、ラチェット限界や座屈限界より破損限界が相当に大きいことを活用し、変形が許容できる範囲で破損前に柔構造化が進むように制御して、変形・座屈から崩壊・破断への拡大を抑制できる見通しを得た。

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Ⅲ．原子炉構造レジリエンス向上策（東大,JAEA）
破損拡大抑制によるレジリエンス向上効果：① 遅延効果：安全性能の低下が段階的にゆっくりと進行② 安全性能維持効果：
安全機能喪失につながる破損モードが抑制され、要求される安全機能が維持される③ 新事象＆新AMの追加：①②により安全性能回復のための対策時間を確保し、従来は困難だったAＭが可能に向上効果を可視化するために解決すべき課題：• 従来のPRA手法は、想定したイベントに対する成功か失敗の確率を扱う。
• 成功か失敗かに至る時間効果と導入新たなAM策の追加などイベントの動的変化を評価する必要がある。
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プラント状態シミュレーションと連続マルコフ連鎖モンテカルロ法による時間効果導入◼ イベントツリーと時々刻々のプラント状態を、連続マルコフ過程モンテカルロ法で連成させ、事象の進展を動的に捉える。
◼ 時間効果とイベントの動的変化を考慮したレジリエンス指標（安全機能）が得られる。
• プラント状態の変化を反映し、状態遷移を確率に基づき動的評価• 破損拡大抑制効果により考慮すべき
AMと事象を予め追加
レジリエンス向上策①
レジリエンス向上策② レジリエンス向上策③
起因事象(外部電源喪失) (設計基準事故への対処) (重大事故等への対処) (破損拡大抑制技術をACS強制循環除熱
ACS自然循環除熱考慮) A+B
P1

P2

1－1.21e-5⇒失敗

1.21e-5

1－8.09e-7

8.09e-7

炉心燃料6.6e-2健全

8.0e-7健全

5.2e-13

健全

初期状態

事象進展P3⇒成功

6.6e-2(1/ry)

発生頻度(1/ry)

0.81
0.19

• 炉心損傷事象に至るシナリオの発生確率と時間を評価• 最低要求機能に対する安全裕度、安全裕度、 時間裕度の期待値を評価
時間裕度

レジリエンス指標

AM&事象の追加と状態遷移の動的評価

次の時間ステップ

安全機能の評価• 連続マルコフ連鎖
モンテカルロ法

1.2e-13 炉心損傷

プラントパラメータ• 温度(T)、圧力(P)• クリープ破損時間(𝒕𝑹 )• クリープ破損確率• 燃料露出確率（注）このイベントツリーはSBO（外部電源喪失＋非常用電源の確立に失敗）により炉心損傷に至る事故シーケンスの抽出に着目して図3.3.1(2)-3を簡略化したものである。ここでACS強制循環除熱に失敗する事故シーケンス（分岐P1で失敗側に進む事故シーケンス）は、非常用電源の確立に失敗したもののみを対象としている。したがって非常用電源の確立に成功するが、ポンプの不具合等により結果としてPLOHS炉心損傷に至る事故シーケンス（図3.3.1(2)-3 のPLOHS-S1）は分岐P1の成功側に含まれる。

時々刻々のプラント状態の評価

状態遷移

＆ 時間t

温度・圧力導出モデル•温度(𝑻)＆圧力(𝑷)

プラント状態(温度、圧力、応力)の時間変化を扱う

応力導出モデル応力(𝝈)クリープ破損確率• 応力履歴からクリープ破損時間など状態遷移の判断基準を得る

18

破損拡大抑制によるレジリエンス向上効果の可視化法提示◼ イベントツリーと時々刻々のプラント状態評価を連続マルコフ過程モンテカルロ法で連成させることで、時間効果と事象の動的変化を考慮に入れたPRA解析法を開発した。
◼ この方法により、破損拡大抑制による性能維持と時間余裕によって追加されたAM策による、炉心損傷確率の低減、レジリエンス指標（安全裕度、時間裕度）を可視化することができる。
初期状態

破損拡大抑制により有効となるAMおよび事象を追加

イベントツリー

プラント状態遷移を動的に評価

連続マルコフ連鎖
モンテカルロ法(CMMC)

安全裕度、時間裕度

レジリエンス指標

安全性能の評価

事象進展
時々刻々のプラント状態の評価•••••

温度(T)、圧力(P)
応力（σ）
クリープ破損時間(𝒕𝑹 )クリープ破損確率
燃料露出確率19

４．まとめ◼ 設計想定を超える事象（過酷事故時の超高温や過大地震）によって破損が生じた場合にその拡大を抑制する革新技術として、破壊制御に基づく方法論を提示した。
◼ 基本的な構造物（球殻、梁、円筒）の破壊試験により、上記破損拡大抑制技術の適用見通しを示した。
◼ 次世代高速炉を具体例として、破損拡大抑制によるレジリエンス向上策を検討し、その効果の可視化方法を提案した。
◼ 今後は、破損拡大抑制技術の実機適用性を、配管系モデル・原子炉容器モデルの構造物試験と、詳細構成式を用いた数値シミュレーションの組み合わせにより確認する。
◼ 最終的に次世代高速炉のレジリエンス向上策を提案する。さらに成果を一般化することにより、炉型に関わらず、事故時の破損拡大を抑制してレジリエンスを向上させるためのガイドラインを作成する。
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Q＆A用 詳細構成式と模擬材料試験を組み合わせた革新的モデリング
材料
実機材料
相似検証

基本構造

実機構造

材料と形状に関連する破損現象

模擬材料
デジタルツイン検証

数値解析M : 背応力 α =  α ( m )m =1α(1)α (M )α(m )α

実機材料、模擬材料の詳細非弾性構成式

模擬材料
構造物試験

構造物試験
シミュレーション

実機構造シミュレーション
21◼ マルチリニア移動硬化則構成式: 実機材料と模擬材料（注）の両者の温度依存弾塑性繰り返し
応力－ひずみ特性を、材料パラメータの変更だけで表現できる詳細構成式の整備（注）鉛アンチモン合金。超高温における実機材の変形挙動を室温で模擬できる（前プロジェクトで実証）
実機材料超高温データ整備
模擬材料データ整備

材料挙動が正しく表現できることの確認

従来の構成式
バイリニア移動硬化則：初期降伏応力を大きく見積もり、繰り返し硬化を小さく見積もる。

マルチリニア等方硬化則：初期降伏応力を精度良く予測できるが、繰り返し硬化を大きく見積もる

動的応力ひずみ曲線

Δε=2%

Δε=4%

Δε=6%

Δε=8%

Δε=10%

6040

新しい構成式20σ(MPa)

マルチリニア移動硬化則: 両者の長所を組み合わせた考え方（大野-王モデル）を温度依存、繰り返し硬化を表現できるように拡張

0-0.12 -0.1 -0.08 -0.06 -0.04 -0.02

00.02 0.04 0.06 0.080.10.12-20

σ32M

 : 背応力 α =  α ( m )M −1 M

21m =1α(1)α (M )

α(m )

σYεpα

-40-60ε(mm/mm)

赤い太線：鉛アンチモン合金の実験から得られた動的応力ひずみ曲線（応力振幅とひずみ振幅の関係)
細い線：整備した詳細構成式による応力ひずみヒステリシスの予測22◼ 開発した構成式を有限要素解析コードFINAS/STARに組み込み、破壊制御の有効性評価に必要となる構造解析機能を確認◼ 超高温時に対する破損拡大抑制技術のための構造不連続部付き球殻の座屈試験の予測

構造不連続部付き球殻座屈試験（鉛アンチモン合金）

大変形解析結果
12,00025座屈試験結果10,000

マルチリニア等方硬化則：

マルチリニア弾塑性モデル(等方硬化則)
座屈後荷重を大きめに予測

20

反力[N]

応力(MPa)

詳細非弾性構成式

15108,000

マルチリニア移動硬化則：
両者の中位を予測

バイリニア弾塑性モデル(移動硬化則)

6,000

実験値

4,000
5

真応力-ひずみ関係

バイリニア移動硬化則：
座屈後荷重を小さめに予測

2,000

バイリニア弾塑性モデル
000.050.1

ひずみ(-)

応力ーひずみ関係式とバイリ
ニアモデル

0.15

0.2

00

10

20

30405060

押し込み変位[mm]

反力ー押し込み変位の実験と予測値の比較

23◼ 過大地震時に対する破損拡大抑制技術のための円筒座屈試験の予測（実施中）

ウエイトを模擬（上下逆）

円筒座屈試験体

動的弾塑性変形解析
最大加振加速度10m/s2変位(m)加振台上の試験体支持点での反力ー変位解析
24