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Guideline on probabilistic fracture mechanics analysis for Japanese reactor pressure vessels

国内原子炉圧力容器に対する確率論的破壊力学解析に関する標準的解析要領

勝山 仁哉 ; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y. ; 吉村 忍*

Katsuyama, Jinya; Osakabe, Kazuya*; Uno, Shumpei; Li, Y.; Yoshimura, Shinobu*

確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、経年劣化に関連する様々な因子の確率分布を考慮して原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を評価できる合理的な手法である。我々は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮してRPVの破損頻度を評価するPFM解析コードPASCALを開発してきた。また我々は、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、破壊力学に関する知識を有する解析者がそれを参照することでPFM解析を行い亀裂貫通頻度を評価できるよう、標準的解析要領を整備した。本要領は、本文、解説及び付属書で構成されており、PFM解析に関する技術的根拠や最新知見が取りまとめられたものになっている。本論では、本要領の概要について述べるとともに、本要領とPTS評価に関する国内データベースに基づき得られた国内モデルRPVに対する破損頻度の評価結果について述べる。

A structural integrity assessment methodology based on probabilistic fracture mechanics (PFM) is a rational methodology in evaluating failure frequency of reactor pressure vessels (RPVs) by considering the probabilistic distributions of various influence factors related to the aged degradation. We have developed a PFM analysis code PASCAL to evaluate the failure frequency of RPVs considering the neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. We have also developed a guideline on the structural integrity assessment of RPVs based on PFM to improve the applicability of PFM in Japan and to be able to perform the PFM analyses and evaluate through-wall cracking frequency of RPVs. The technical basis for PFM analysis is provided and the latest knowledge is included in the guideline. In this paper, an overview of the guideline and some typical analysis results obtained based on the guideline and Japanese database related to PTS evaluation are presented.

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