原子炉圧力容器の健全性評価方法の高度化,2; 脆性破壊発生に及ぼす荷重条件の影響

Technical review of structural integrity assessment procedure on reactor pressure vessel, 2; Effects of transient loads on brittle fracture initiation

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

Masaki, Koichi; Osakabe, Kazuya*; Nishikawa, Hiroyuki*; 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の加圧熱衝撃(PTS)時の構造健全性を定量的に評価するためには、確率論的破壊力学解析(PFM)コードが必要であり、当機構ではPASCAL3を開発している。米国においては、FAVORという解析コードによるPFM解析がPTS時の耐圧機能喪失頻度の許容基準を定めるために用いられている。本研究では、国内の規程への確率論手法の適用を検討するために、PASCAL3を使用した確率論解析及び決定論解析を実施し、脆性的なき裂の進展と破壊に対する荷重条件の影響を評価することで、確率論的解析によりRPVの構造健全性を定量的に評価できることを示した。

The structural integrity of a reactor pressure vessel (RPV) should be maintained to ensure the safe long-term operation of a nuclear power plant. Probabilistic fracture mechanics (PFM) code is required to assess the structural integrity of a RPV during pressurized thermal shock (PTS) events quantitatively. The PASCAL3 for probabilistic analysis have been developed in JAEA. In PTS reevaluation project in the United States, PFM analysis using FAVOR has been conducted to obtain screening criteria for PTS. To consider the future application of the probabilistic method to the code in Japan, we have conducted deterministic and probabilistic analyses using PASCAL3 and evaluated the effects of transient loads on brittle crack initiation and fracture. The results showed that the structural integrity of a RPV could be assessed quantitatively through the evaluation of fracture probabilities.