原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL2の使用手引き及び解析手法

User's manual and analysis methodology of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL Ver.2 for reactor pressure vessel

小坂部 和也; 加藤 大輔*; 鬼沢 邦雄 ; 柴田 勝之

Osakabe, Kazuya; Kato, Daisuke*; Onizawa, Kunio; Shibata, Katsuyuki

軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成8年度から確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を行っている。このコードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃等の過渡荷重が発生した場合の破損確率を解析するコードである。既に公開されているPASCAL Version 1は、自動階層別モンテカルロ法,弾塑性破壊評価基準,半楕円き裂の詳細進展評価機能等に改良モデル等を導入していることが特徴である。平成14年度以降、経済産業省からの受託事業として、内部欠陥の評価手法の導入,破壊靱性評価手法の改良,応力拡大係数データベースの開発,トランジェントデータベースの整備,非破壊検査解析機能の改良等、解析機能や入出力機能の整備を実施した。そして、これら機能改良や感度解析を通じて得られた知見を取りまとめて標準的解析手法を提案するとともに、この標準的解析手法を反映したPASCAL Version 2用のグラフィカルユーザーインターフェースを整備した。本報告書は、PASCAL Version 2の使用方法と解析理論及び手法をまとめたものである。

As a part of the aging structural integrity research for LWR components, the probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL has been developed in JAEA. This code evaluates the conditional probabilities of crack initiation and fracture of a reactor pressure vessel under transient conditions such as pressurized thermal shock. PASCAL Ver.1 has functions of optimized sampling in stratified Monte Carlo simulation and so on. Since then, under the contract between the Ministry of Economy, Trading and Industry of Japan and JAEA, we have continued to develop and introduce new functions into PASCAL Ver.2 such as the evaluation method for an embedded crack and others. A generalized analysis method is proposed based on the development of PASCAL Ver.2 and results of sensitivity analyses. Graphical user interface including a generalized method as default values has been also developed for PASCAL Ver.2. This report provides the user's manual and theoretical background of PASCAL Ver.2.