Recent Japanese research activities on probabilistic fracture mechanics for pressure vessel and piping of nuclear power plant

原子力発電所の圧力容器及び配管に対する確率論的破壊力学にかかわる最近の国内の研究活動

関東 康祐*; 鬼沢 邦雄 ; 町田 秀夫*; 礒部 仁博*; 吉村 忍*

Kanto, Yasuhiro*; Onizawa, Kunio; Machida, Hideo*; Isobe, Yoshihiro*; Yoshimura, Shinobu*

本稿は、確率論的破壊力学(PFM)解析に関する国内の最近の動向をまとめたものである。原子力機構では、過去に日本機械学会や日本溶接協会に委託して研究委員会活動を行ってきた。この研究委員会は、現在も日本溶接協会において原子炉構造機器の健全性にかかわる確率論的評価手法を検討することを目的に活動を続けている。本稿では、最近の日本溶接協会のPFM小委員会における成果を述べる。まず、日本機械学会の維持規格に関するPFM解析の観点からの成果として、原子炉圧力容器の評価不要欠陥に対する確率論的な分析や、配管の健全性に及ぼす非破壊検査の影響を示す。次に、リスク及び経済性に基づいた保守最適化に関する新たなPFM解析手法の開発である。さらに、本年から開始する予定のPFM解析に関する国際ラウンドロビン問題について述べる。

This paper describes a review of recent Japanese activities on probabilistic fracture mechanics (PFM) analyses. JAEA had sponsored research committees on PFM organized by the Japan Society of Mechanical Engineers and the Japan Welding Engineering Society (JWES) for more than a decade. This work still continues with the same members in JWES. The purpose of the continuous activity is to provide probabilistic approaches in several fields of integrity of reactor components. This paper summarizes some of the latest results of this activity. First topic is evaluation of the JSME rules on Fittness-For-Service from the view of PFM, including reactor pressure vessel with a crack of the allowable size, and effect of sizing accuracy in inspection. The next one is development of new PFM techniques including piping reliability assessment on domestic SCC data and maintenance optimization based on risk and economic models. The last is the international round robin program just starting from 2008.