原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL2のクラッド部評価に関する機能改良

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL2 for reactor pressure vessel focusing on weld-overlay cladding

西川 弘之*; 鬼沢 邦雄 

Nishikawa, Hiroyuki*; Onizawa, Kunio

加圧熱衝撃時における原子炉圧力容器の健全性評価手法に関する規格・基準の妥当性確認等に資することを目的に、原子力機構では確率論的破壊力学解析コードPASCAL2の整備を進めている。本研究では、原子炉圧力容器内面のクラッド部に着目したPASCAL2の解析機能のうち、脆性破壊時のき裂発生及び進展モデルの改良、及び非破壊検査モデルの追加を行った。改良したPASCAL2コードを用いて、き裂発生及び進展モデル、並びに非破壊検査モデルの各パラメータが破壊確率に及ぼす影響を評価した。この結果から、標準的なき裂発生及び進展モデルが示唆されるとともに、非破壊検査モデル適用における最大検出確率の重要性に関する知見が得られた。

Probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL2 has been developed in JAEA to support the validation of the codes and standards which provide the structural integrity assessment method of reactor pressure vessels during pressurized thermal shock. In this study, the evaluation methods of flaw initiation and growth considering weld-overlay cladding in PASCAL2 and non-destructive inspection models have been improved. Using the improved PASCAL2 code, effects of the initiation and growth models of a cladding flaw and the non-destructive inspection model on the failure probability have been analyzed. The analysis results, indicating the application of the improved initiation model decreases the conditional probability of failure, suggested the most feasible models. The results also showed that only maximum detection probability affected the failure probability among the parameter of the improved non-destructive inspection model.