確率論的破壊力学解析に基づく原子炉圧力容器鋼の健全性評価手法の検討

Study on structural integrity assessment methodology of reactor pressure vessel based on probabilistic fracture mechanics analysis

鬼沢 邦雄 ; 西川 弘之*; 勝山 仁哉  

Onizawa, Kunio; Nishikawa, Hiroyuki*; Katsuyama, Jinya

現行の原子炉圧力容器の構造健全性評価法にかかわる規格・基準の妥当性確認等に資することを目的に、原子力機構で開発した確率論的破壊力学解析コードPASCAL2に次の機能改良を行い、PASCAL3とした。(1)実際のき裂進展を適切に模擬できるように、仏CEA開発の半楕円き裂の応力拡大係数(K値)算出式を導入。(2)電力中央研究所で開発され、JEAC4201-2007に採用された国内監視データに基づく新たな脆化予測法を導入。(3)国内の破壊靭性データ及びき裂伝播停止靭性データを収集・分析し、ワイブル分布型を仮定して破壊靭性評価式を定式化し導入。これらの機能を改良したPASCAL3を用いて感度解析を行い、確率論的構造健全性評価の標準解析条件を検討した。また、有限要素法等による詳細な溶接残留応力解析結果をもとに、クラッド部が原子炉圧力容器の健全性に与える影響を評価した。

In order to provide technical basis on the validity of structural integrity assessment procedure for reactor pressure vessel (RPV), PFM Analysis code PASCAL2 has been improved into PASCAL3 by incorporating the following additional functions. (1) Stress intensity factor calculation method for surface crack developed by CEA, (2) Embrittlement prediction method developed by the CRIEPI based on domestic surveillance data, and (3) Newly developed Weibull-type fracture toughness evaluation equation of fracture toughness and crack arrest toughness based on fracture toughness data in Japan. Sensitivity analyses using PASCAL3 were performed to evaluate a standard analysis condition for probabilistic structural integrity assessment of RPV. In addition, we evaluated the effect of weld-overlay cladding on the structural integrity assessment of RPV by using detailed analysis results of weld residual stress near the cladding by FEM.