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加圧熱衝撃時における原子炉圧力容器のき裂貫通頻度に対する過渡事象及び欠陥密度の影響

Effects of transient type and flaw density on through-wall cracking frequency of reactor pressure vessel under pressurized thermal shock events

眞崎 浩一*; 小坂部 和也*; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄

Masaki, Koichi*; Osakabe, Kazuya*; Katsuyama, Jinya; Katsumata, Genshichiro; Onizawa, Kunio

原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価方法について、国内外の最新知見に基づく従来方法の再確認を行うとともに、システム安全の評価に資する確率論的評価も視野に入れた健全性評価方法の高度化を目的とした「高経年化技術評価高度化事業」を原子力規制庁からの受託事業として進めている。本報告では「平成25年度高経年化技術評価高度化事業」における国内規制基準への確率論的破壊力学(PFM)解析の適用性検討で得られた成果の一部として、米国におけるき裂貫通頻度(TWCF)の評価手法に基づき、PFM解析コードPASCAL3により得られるTWCFに対する過渡事象及び欠陥密度の影響について報告する。

To assure the structural integrity of a reactor pressure vessel (RPV) is one of the most critical issues to maintain the safe long-term operation of a nuclear power plant. In Japan, the assessment methods for RPV integrity using deterministic fracture mechanics are provided in Japan Electric Association Code (JEAC). Meanwhile, a regulation on the fracture toughness requirements against PTS events based on a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis has been established in the U.S. In this paper, in order to apply probabilistic approach to domestic regulation, sensitivity analyses for flaw density or transient by reference to the data in the U.S. were performed using a PFM analysis code PASCAL3. We evaluated the effect of the flaw density or transient on through-wall cracking frequency (TWCF) and showed the specific example as a practical use of PFM.

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