Developments of probabilistic fracture mechanics analysis codes for reactor pressure vessel and piping

原子炉圧力容器及び配管に対する確率論的破壊力学解析コードの開発

鬼沢 邦雄 ; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀

Onizawa, Kunio; Shibata, Katsuyuki; Suzuki, Masahide

確率的破壊力学解析(PFM)手法は、従来の決定論的手法と異なり合理的に材料特性,欠陥分布,検査精度などの不明確さを取り入れるために最近注目されている。このためJAEAでは、過渡荷重や地震荷重などの設計荷重条件下における原子炉圧力容器(RPV)や配管のPFM解析コードPASCALを開発している。原子炉圧力容器(RPV)に関しては、炉心領域で材料の中性子照射脆化を考慮して、加圧熱衝撃(PTS)などの過渡条件下における条件付きのき裂発生及び破壊確率を評価することができるPASCALコードを開発している。また、経年劣化及び地震ハザードを考慮して計算される地震応力を考慮できる配管信頼性解析コードを開発している。PASCAL-SC及びPASCAL-ECは、それぞれ応力腐食割れ及び流動加速腐食を考慮して、運転荷重及び地震荷重に対する破損確率を解析するものである。これらの解析コードの概要と幾つかの結果を紹介する。

The probabilistic fracture mechanics (PFM) method has been recently highlighted to rationally incorporate the uncertainties arising from the material properties, defect distribution, inspection quality and so on, unlike the conventional deterministic method. We are developing analytical codes for PFM analysis of RPV and piping under design base loading conditions such as transient loading and seismic loading. In JAEA, the PFM codes called as PASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs) series have been developed. For reactor pressure vessel (RPV), PASCAL code has been developed which can evaluate the conditional probabilities of crack initiation and fracture under transient conditions such as pressurized thermal shock (PTS) considering neutron irradiation embrittlement of the material in the beltline region. For piping, considering aging degradation and seismic stress calculated with seismic hazard, piping reliability analysis codes have been developed. PASCAL-SC and PASCAL-EC analyze failure probability of piping under operational and seismic stresses considering stress corrosion cracking and flow accelerated corrosion, respectively. The outlines and some results of these computer codes are described.