Benchmark analysis and numerical investigation on probabilistic fracture mechanics analysis codes for NPPs piping

原子炉配管に対する確率論的破壊力学解析コードのベンチマーク解析及び数値解の検討

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

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

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)の進展に伴う破損を対象に、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。また、両者の解析結果についての差を定量的に評価するため、相対比較のクライテリアを提案した。

A benchmark analysis was conducted using two probabilistic fracture mechanics analysis codes for aged piping in nuclear power plants, in order to confirm their reliability and applicability. These analysis codes have been improved or developed in Japan for the structural integrity evaluation and risk assessment considering the age related degradation mechanisms. In the benchmark analysis, the primary loop recirculation system piping in the boiling water reactor was selected as the typical piping system and stress corrosion cracking and fatigue were taken into account as the typical aging mechanisms. Moreover, a criterion was proposed for judging whether the differences between analysis results from the two codes are acceptable. Based on the benchmark analysis results and numerical investigation, it was concluded that the analysis results of these two codes agree very well.