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原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL ver.2の開発

Development of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL ver.2 for reactor pressure vessel

小坂部 和也; 鬼沢 邦雄 ; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀

Osakabe, Kazuya; Onizawa, Kunio; Shibata, Katsuyuki; Suzuki, Masahide

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14年度以降確率論的破壊力学解析コード(PFM Analysis Structual Components in Aging LWR)の改良整備を行っている。このコードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)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。これまでに実施してきた機能改良や感度解析を通じて得られた知見に基づく標準的解析手法を反映して、グラフィカルユーザーインターフェース(GUI)を含むPASCAL ver.2を開発した。PASCAL ver.2の解析機能及び標準的解析手法について説明するとともに、破壊確率に対する非破壊検査の精度の影響のほか、主な機能の検証解析結果について述べる。

As a part of the materials aging degradation and structural integrity research for LWR components, the probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed in JAEA. This code evaluates the conditional probabilities of crack initiation and fracture of a reactor pressure vessel (RPV) under transient conditions such as pressurized thermal shock (PTS). A standardized analysis method is proposed on the basis of the development of PASCAL ver.2 and results of sensitivity analyses. Graphical user interface (GUI) including the standardized analysis method as default settings and values has been also developed for PASCAL ver.2. A case study showed that non-destructive examination with good performance had a more significant effect on the probability of failure than non-destructive examinations repeated with low performance.

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