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Probabilistic fracture mechanics benchmarking study involving the xLPR and PASCAL-SP codes; Analysis by PASCAL-SP

xLPR及びPASCAL-SPに関する確率論的破壊力学ベンチマーク解析; PASCAL-SPによる解析

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.

Mano, Akihiro; Katsuyama, Jinya; Li, Y.

原子力機構(JAEA)では、加圧水型原子炉一次冷却水環境中における応力腐食割れ(PWSCC)や疲労等の経年劣化事象による原子炉配管の破損確率を評価するために、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL-SPを整備している。現在、本解析コードの検証のため、NRCとEPRIが共同で開発したPFM解析コードxLPRとのベンチマーク解析を実施している。本ベンチマーク解析は、両解析コードにより、共通の解析条件の下でPWSCCに関する決定論的解析及び確率論的解析を行うものであり、NRCとJAEAが自らの解析コードを用いて、それぞれ独立に解析を進めている。決定論的解析は完了しており、両解析コードから得られた結果が概ね一致することが確認された。本稿では、主として決定論的解析における解析条件及び両解析コードから得られた解析結果の詳細について示すとともに、確率論的解析について、その解析条件及びJAEAが実施したPASCAL-SPによる解析結果を示す。

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL-SP has been developed by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) for evaluating the failure probability of piping in nuclear power plant considering aged-related degradations such as primary water stress corrosion cracking (PWSCC) in pressurized water reactor environments and fatigue. To strengthen the confidence of analysis results, benchmarking study is being performed with PFM analysis code xLPR which has been developed by U.S.NRC in collaboration with EPRI. The benchmarking study consists of deterministic and probabilistic analyses on PWSCC under the common analysis conditions. In addition, deterministic sensitivity analysis on weld residual stress distributions is also included in the benchmarking study. These analyses are carried out by U.S.NRC and JAEA independently using their own codes. At current stage, the deterministic analyses by both xLPR and PASCAL-SP codes have been finished and probabilistic analyses are underway. This paper presents the details of conditions and comparisons of the results between the two codes in the deterministic analyses. In the deterministic analyses, both codes provided almost the same results including the values of stress intensity factor. In addition, probabilistic analysis conditions and results obtained from PASCAL-SP are presented.

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