Effect of stress intensity factor estimation scheme on the failure probability of RPV during pressurized thermal shock

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃下における破損確率に及ぼす応力拡大係数算出法の影響

鬼沢 邦雄 ; 小坂部 和也

Onizawa, Kunio; Osakabe, Kazuya

加圧熱衝撃(PTS)事象の発生時には、原子炉圧力容器内面の肉盛溶接部は、溶接部と母材部との熱膨張係数の相違により高い引張応力を受けることに加えて応力の不連続を生じる。このような条件下での原子炉圧力容器の健全性評価を精度よく行うため、前報で新たに提案した、想定欠陥に対する応力拡大係数算出法を、確率論的破壊力学解析コードPASCALに導入した。精度の高いこの新たな応力拡大係数算出法を用いて、PTS時における表面き裂及び肉盛下き裂に対する条件付き裂進展確率を計算し、弾性応力解析に基づく従来法による結果との比較を行った。想定き裂の設定条件や数種類のPTS事象に対して、中性子照射量の関数としてき裂進展確率を定量的に評価した。また、新たな応力拡大係数算出法により、表面き裂の場合には従来法と比較してき裂進展確率が大幅に低減されることが示された。

During a pressurized thermal shock (PTS) event, the overlay cladding on the inner surface of reactor pressure vessel (RPV) is subjected to high tensile stress compared to base metal because of the difference in thermal expansion coefficients between cladding and base metal. To calculate a stress intensity factor for a postulated crack considering the stress discontinuity with the plastic yielding of cladding, the scheme developed previously has been incorporated into the PASCAL code for the structural integrity analysis. Using the new scheme, conditional probabilities of crack initiation (PCI) were calculated for a typical RPV with a surface crack or under-clad crack under some PTS transients. The PCI values were quantitatively evaluated as a function of neutron fluence using the PASCAL code. It is concluded that the new scheme reduces significantly the PCI value for a surface crack as compared with the conventional methods based on elastic stress analysis.