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原子炉圧力容器の健全性評価方法の高度化,1; 日米の評価方法の比較と想定欠陥に関する検討

Technical review of structural integrity assessment procedure on reactor pressure vessel, 1; Comparison of procedures in Japan and U.S. and study on the postulated flaw

眞崎 浩一; 西川 弘之*; 小坂部 和也*; 勝山 仁哉  ; 鬼沢 邦雄 

Masaki, Koichi; Nishikawa, Hiroyuki*; Osakabe, Kazuya*; Katsuyama, Jinya; Onizawa, Kunio

原子力発電プラントを安全に長期間供用するためには、原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性を維持することが必要である。このRPVの運転管理や健全性評価を行う際の破壊力学的評価法は、学協会規格として定められている。本報告では、国内の健全性評価手法の高度化に資することを目的とし、国内と米国との加圧熱衝撃時のRPVの健全性評価手法の技術的な背景を確認して、最新の研究成果や知見に基づき、国内の現行の評価方法における技術的な課題を抽出した。また、国内と米国における想定欠陥の分布や寸法について、破壊力学解析による感度解析を実施し、国内の評価手法で規定されている想定欠陥が米国の想定欠陥に比べても保守的であることを確認した。

The structural integrity of a reactor pressure vessel (RPV) should be maintained to ensure the safe long-term operation of a nuclear power plant. The assessment methods for RPV integrity are stipulated in the codes and standards. We compared the assessment methods for RPV integrity under pressurized thermal shock events in Japan and the United States. After reviewing the technical background of the assessment method, we clarified the technical issues based on the latest knowledge in this field. We also identified based on sensitivity analysis that a postulated crack which is provided in the domestic code was more conservative than that of the United States.

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