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原子炉圧力容器の健全性評価手法の高度化について

Study on structural integrity assessment of reactor pressure vessels

宇野 隼平; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 小坂部 和也*; Li, Y.

Uno, Shumpei; Katsuyama, Jinya; Katsumata, Genshichiro*; Masaki, Koichi*; Osakabe, Kazuya*; Li, Y.

原子炉圧力容器(RPV)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要な機器であり、その構造健全性の確保は原子力発電所の安全な長期供用を維持するために最重要である。原子力機構は、このRPVの構造健全性評価手法の高度化について研究を進めており、健全性評価において想定すべき荷重条件、き裂伝播停止靱性、炉心領域部以外の部位に対する評価法の調査、さらに供用状態C及びDにおける炉心領域部の健全性評価に対する確率論的評価手法の適用性の確認及び標準化に向けた検討を行っている。本稿では、これらの調査研究について平成26年度までに得られた成果の概要を示す。

Assuring the structural integrity of a reactor pressure vessel (RPV) is known as one of the critical issues to maintain the safe long-term operation of a nuclear power plant. Authors have been conducting extensive research on the improvement of structural integrity assessment methods of RPVs. In this paper, we describe some research results obtained from the recent activity including the review on the technical background of the methods and study on probabilistic methods for the applicability to the current code and standard.

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