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*

本論文は、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。本論文では、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。また、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解析手法の開発を示す。さらに、2008年から開始している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。

JAEA had sponsored research committees on probabilistic fracture mechanics (PFM) organized by 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 problems of nuclear power plant. This paper shows some of the newest results of the JWES research committee. First topic is evaluation of the new JSME code case with rules of fitness-for-service from the view of PFM, including reactor pressure vessel subject to pressurized thermal shock loading, piping with a crack of the allowable size and effect of sizing accuracy for piping integrity. Another is development of new PFM techniques including reliability assessment of piping with domestic SCC data and maintenance optimization of LWRs based on risk and economic models. The last topic is the international round robin program just starting from 2008.