Benchmark analysis on PFM analysis codes for aged piping of nuclear power plants

経年を考慮した原子炉配管における確率論的破壊力学解析コードのベンチマーク解析

伊藤 裕人*; Li, Y.* ; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄 ; 吉村 忍*

Ito, Hiroto*; Li, Y.*; Osakabe, Kazuya*; Onizawa, Kunio; Yoshimura, Shinobu*

経年を考慮した安全上重要な原子炉配管の構造健全性を評価する合理的な手法として、確率論的破壊力学(PFM)が注目されている。国内ではPFM解析手法に基づき、原子力機構ではPASCAL-SPコード、原子力安全基盤機構ではPRAISE-JNESコードがそれぞれ開発されている。本論文では、両コードの解析精度を確認するために、沸騰水型原子力発電所の再循環系配管における応力腐食割れ(SCC)を対象に、破損確率に関するベンチマーク解析を行った。その結果、地震荷重の大きさや非破壊検査の有無等にかかわらず、両コードの解析結果は、十分に一致することを確認した。

Probabilistic fracture mechanics is a rational methodology in the structural integrity evaluation and risk assessment for aged piping in nuclear power plants. Several probabilistic fracture mechanical analysis codes have been improved or developed in Japan. In this paper, to verify the reliability and applicability of two of these codes, a benchmark analysis was conducted using their basic functions in consideration of representative piping systems in nuclear power plants and typical aging mechanisms. Based on the analysis results, we concluded that the analysis results of these two codes are in good agreement.