Benchmark evaluation of structural reliability evaluation codes for fast reactors

高速炉用構造信頼性評価コードのベンチマーク評価

高屋 茂  ; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*; 浅山 泰 

Takaya, Shigeru; Machida, Hideo*; Kamishima, Yoshio*; Asayama, Tai

本論文は、独立にプログラム化された構造信頼性評価コード(MSS-REAL及びGENPRO/PEPPER)のベンチマーク評価に関するものである。まず、高速炉静的機器のクリープ疲労に対する構造信頼性評価手順を説明する。この手順には、き裂発生評価と進展評価、さらに貫通または不安定破壊評価が含まれる。次に、原子炉容器の構造信頼性評価に必要な入力データを準備する。その後、原子炉容器の構造信頼性を決定論的及び確率論的に評価する。二つのコードで得られた結果は、決定論的評価, 確率論的評価ともによく一致しており、このことは、これらのコードが評価手順に従って適切にプログラム化されていることを示している。

This paper describes benchmark evaluation of independently programmed structural reliability evaluation codes, MSS-REAL and GENPRO/PEPPER. First, a procedure of structural reliability evaluation of passive components of fast reactors for a failure due to fatigue-creep interaction damage is explained. The procedure consists of evaluations of crack initiation, crack propagation, and crack penetration or unstable fracture. Next, input data for evaluation of structural reliability of a reactor vessel is prepared. Then, the structural reliability of a reactor vessel is evaluated deterministically and probabilistically. The results estimated by two codes agreed well for both deterministic and probabilistic evaluations, which shows that these codes are programmed properly according to the evaluation procedure.