Improvements to PFM analysis code PASCAL and some case studies on RPV integrity during pressurized thermal shock

確率論的破壊力学解析コードPASCALの改良と加圧熱衝撃時の原子炉圧力容器健全性に関するケーススタディ

鬼沢 邦雄 ; 柴田 勝之; 小坂部 和也; 田中 和久

Onizawa, Kunio; Shibata, Katsuyuki; Osakabe, Kazuya; Tanaka, Kazuhisa

原子炉構造機器の健全性評価にあたって、各種評価パラメータの不確かさを考慮でき、合理的な評価が可能となる確率論的破壊力学解析が最近注目されている。日本原子力研究開発機構では、加圧熱衝撃時における原子炉(圧力))容器を対象として、確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を進めている。当該事業において改良を進めているPASCALについて、モンテカルロ法、非破壊検査効果の評価法、入出力に関するGUI等についての改良を行い、PASCAL version 2とするとともに、代表的なPTS時におけるケーススタディを実施した。き裂存在確率分布に関して、従来のマーシャル分布と米国の新しいPNNL提案の分布を比較し、表面き裂と内部欠陥にそれぞれ対応する両者の結果が、ほぼ同じオーダーの破損確率になることを示した。化学成分の効果について、国内の1970年代の原子炉に対応する2通りの値を用いた場合の破損確率を評価し、異なるトランジェントに対しても高照射量領域ではほぼ等しい差になることを示した。また、非破壊検査の効果に関して、供用前検査と供用中検査の組合せや、供用中検査の回数について感度解析を行い、その効果を定量的に示すことができた。

Probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR) has been developed at JAEA to evaluate the conditional failure probability of a reactor pressure vessel (RPV) containing a flaw under transient conditions such as pressurized thermal shock (PTS). Some functions of PASCAL have been improved such as Monte Carlo method, probability of crack detection (POD) by inspection and the GUI. Using the improved PASCAL, case studies on some parameters for some typical PTS transients have been performed. When the crack existence probability for the Marshall- and PNNL-type distributions is considered, the failure probability could be the same order of magnitude. The effect of chemical composition of vessel material was studied through the comparison of conditional failure probabilities for some transients. The effect of POD by inspection was also compared and evaluated in terms of inspection time.