Loading condition evaluation for structural integrity assessment of RPV due to PTS event based on three-dimensional thermal-hydraulics and structural analyses

PTS事象中のRPV構造健全性評価のための三次元熱流動・構造解析に基づく荷重条件評価

宇野 隼平; 勝山 仁哉  ; 渡辺 正*; Li, Y. 

Uno, Shumpei; Katsuyama, Jinya; Watanabe, Tadashi*; Li, Y.

加圧熱衝撃(PTS)事象中の加圧水型原子炉の原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価には、冷却水の熱履歴及び冷却水とRPVの間の熱伝達係数が重要な影響因子である。これらの値は、現状の評価方法では、一次元のPTS事象の熱水力(TH)シミュレーション及びJackson-Fewsterの相関式により決定されている。その後、得られた値を用いた構造解析を行うことで、RPVの構造健全性に関する荷重条件が評価される。近年では、RPVの構造健全性のより精度のよい評価手法として、3次元のTH及び構造解析が可能になってきた。本研究では、PTS事象時の構造健全性に必要となる荷重条件を評価するため、コールドレグ、ダウンカマー及びRPVを模擬した3次元モデルを用いたTH解析を実施した。また、この結果を使用し、肉盛溶接及び溶接後熱処理による残留応力を考慮することで、構造解析により荷重条件を評価した。これらの解析により、RPVの原子炉炉心領域における三次元的な荷重条件の分布及び履歴が得られた。そして、PTS事象における現行の評価手法による荷重条件との比較を行うことにより、現行の評価手法の保守性を議論した。

For structural integrity assessment on reactor pressure vessels (RPVs) of pressurized water reactor during the pressurized thermal shock (PTS) events, thermal history of coolant water and heat transfer coefficient between coolant water and RPV are dominant factors. These values can be determined on the basis of thermal-hydraulics (TH) analyses simulating PTS events and Jackson-Fewster correlation. Using these values, subsequently, loading conditions for structural integrity assessments of RPVs are evaluated by structural analyses. Nowadays, three-dimensional TH and structural analyses are recognized as precise assessment method for structural integrity of RPVs. In this study, we performed the TH and structural analyses using three-dimensional models of cold-leg, downcomer and RPV in order to evaluate loading conditions during a PTS event more accurately. Distributions of temperature of coolant water and heat transfer coefficient on the surface of RPV were calculated by TH analysis. Loading condition evaluation was then performed by using these values and taking the weld residual stress due to weld-overlay cladding and post-weld heat treatment into consideration. From these analyses, we obtained histories and distributions of loading conditions at the reactor core region of RPV. We discussed the conservativeness of current structural integrity assessment method of RPV prescribed in the current codes through the comparison in the loading conditions due to PTS event.