現行の原子炉圧力容器の健全性評価手法に対するPASCAL3を用いた破壊力学評価

Fracture mechanics evaluation using PASCAL3 for current structural integrity assessment method for reactor pressure vessel

西川 弘之*; 眞崎 浩一*; 勝山 仁哉  ; 鬼沢 邦雄 

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

日本原子力研究開発機構では、加圧熱衝撃(PTS)時の原子炉圧力容器(RPVs)の構造健全性評価の実施及びその評価に関する規程や標準の検証に資するために確率論的破壊力学解析コードPASCAL3を開発した。PASCAL3の前バージョンであるPASCAL2は、内部欠陥の評価、PTSの過渡事象データベース、非破壊検査モデルを含む多くの機能を備えているが、PASCAL3では、原子炉圧力容器の内面に施したクラッドを考慮できるように改良を加えた。今回、PASCAL3の解析における標準条件を決定するために、PASCAL3を用いて、表面き裂の発生と進展に関するモデルの影響について評価を行った。また、現状のRPVの構造健全性評価方法に従って、決定論的な評価と確率論的な評価を実施した。その結果、WPS効果を考慮することで、考慮しない場合に比べて条件付き裂貫通確率が10分の1程度まで減少することが示された。

Probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL3 has been developed at JAEA to support the validation of the codes and standards which provide the structural integrity assessment method of reactor pressure vessels (RPVs) during pressurized thermal shock. Previous version of PASCAL2 has many functions including the evaluation method for an embedded crack, PTS transient database, non-destructive inspection models. This code has been improved mainly focusing on cladding on the inner surface of RPV. Using the PASCAL3 code, effects of the initiation and growth model for a surface flaw have been analyzed to determine the standard condition of PASCAL3. Deterministic and probabilistic evaluation using PASCAL3 for current structural integrity assessment method for RPV has also been conducted. The results show that the consideration of warm pre-stress effect decreases the conditional probability