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破損確率評価に基づく原子炉構造機器の安全裕度評価に関する検討

Study on safety margin assessment of reactor structural components based on failure probabilities

鬼沢 邦雄 ; 伊藤 裕人*; 下元 正義*; 西川 弘之*

Onizawa, Kunio; Ito, Hiroto*; Shimomoto, Masayoshi*; Nishikawa, Hiroyuki*

国内の軽水型原子力発電所の長期運転に対して、発電所の安全性を評価するうえで、発電設備を構成する機器の構造健全性評価が必要である。また、応力腐食割れ(SCC)や疲労き裂進展等の経年劣化による機器の構造健全性の低下に対する適切な評価と対策が必要である。合理的な健全性評価のためには、経年劣化の程度やばらつきを考慮し、き裂進展や破壊に関する種々の事象を確率論的に評価する確率論的破壊力学(PFM)を用いた解析手法が最も有効な手法である。原子力機構では、原子炉冷却材圧力バウンダリ配管溶接部に対し、経年劣化を考慮して破損確率を評価する、PFM解析コードPASCAL-SPを開発した。より合理的な方法に基づいた安全規制の高度化に資するため、PASCAL-SPの活用方策を検討した。本コードを用いて、日本機械学会維持規格において供用状態ごとに設定されている安全率に関してPFM解析による安全裕度を定義し、その結果をもとに相対的な評価を行った。また、確率論的安全評価において必要な配管の故障率に関して、本コードによるPFM解析結果の活用例を示した。

At nuclear power plants under operation in Japan, it is important for the assessment of safety of the plants to evaluate the structural integrity of components consisting of the plant. It is also required for maintaining the structural integrity of components due to aging degradation by stress corrosion cracking and fatigue crack growth to take suitable measures. From these viewpoints, probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis method which treats the scatter and uncertainty of material properties is the most rational method. We have developed a PASCAL-SP which is a PFM analysis code for welded joints of reactor piping. Two kinds of application of PFM analysis results by PASCAL-SP to safety regulation are presented. The first one is a comparison of the safety margins provided for defect evaluation under operating conditions in JSME Fitness-for-Service Rule. Another is an application to the calculation of failure rate for piping used in PSA.

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