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Benchmark analysis on probabilistic fracture mechanics analysis codes concerning fatigue crack growth in aged piping of nuclear power plants

原子力プラントの経年配管における疲労き裂進展を考慮した確率論的破壊力学解析コードによるベンチマーク解析

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

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

原子力プラントの経年配管を対象として、国内では幾つかの確率論的破壊力学(PFM)解析コードの開発や改良が行われている。本研究では、原子力機構が開発を進めているPASCAL-SPと、原子力安全基盤機構が米国のPRAISEをもとに改良を進めているPRAISE-JNESを用いて、両コードの信頼性及び適用性を確かめるため、BWRのステンレス鋼管及び炭素鋼管を対象に、供用期間中の疲労き裂進展を考慮した破損確率に関するベンチマーク解析を行った。得られた結果に対して、複数のPFM解析コードを比較する際の相対誤差の許容値を定量的に判断する手法を新たに提案した。その提案手法に基づき、両解析コードにより算出された破損確率等の結果はよく一致することが示された。

Several probabilistic fracture mechanical (PFM) analysis codes have been improved or developed in Japan, such as PASCAL-SP developed at JAEA, and PRAISE-JNES developed at JNES for structural integrity assessment of aged piping in nuclear power plants. Although they were developed for different purposes, they have similar functions. In this paper, in order to confirm the reliability and applicability of two PFM analysis codes, PASCAL-SP and PRAISE-JNES, benchmark analyses on piping failure probability have been carried out considering typical aging mechanisms, such as fatigue crack growth for piping materials in BWR plants Moreover, a criterion is proposed to judge whether the differences between the analysis results from two codes can be acceptable. Based on the proposed criterion, it is concluded that the analysis results of these two codes are in good agreements.

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パーセンタイル:41.22

分野:Engineering, Multidisciplinary

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