Probabilistic fracture mechanics benchmarking study of PASCAL-SP code with xLPR code regarding primary water stress corrosion cracking

PWSCCに関するPASCAL-SPとxLPRのPFMベンチマーク解析

真野 晃宏 ; 山口 義仁 ; 勝山 仁哉  

Mano, Akihiro; Yamaguchi, Yoshihito; Katsuyama, Jinya

PASCAL-SPは、日本原子力研究開発機構(JAEA)が開発したPFM解析コードであり、加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉の両方の環境における応力腐食割れや疲労等の経年劣化を考慮して配管の破損確率を評価できる。PASCAL-SPの解析結果の信頼性を高めるために、米国NRCがEPRIと共同で開発したPFM解析コードxLPRを用いたベンチマーク解析を実施した。この解析は、共通の解析条件に基づく決定論的解析と確率論的解析から構成される。ベンチマーク解析の結果、決定論的解析と確率論的解析の両方でPASCAL-SPとxLPRがほぼ同じ結果を出力することが確認された。本論文では、使用した解析条件の詳細と、解析結果の比較を示す。

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL-SP, has been developed by the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to evaluate the failure probability of piping within nuclear power plants while considering age-related degradations such as stress corrosion cracking and fatigue for both pressurized water reactor and boiling water reactor environments. To strengthen the confidence in the results of PASCAL-SP, a benchmarking study was performed with the PFM analysis code, xLPR, which was developed by the U.S.NRC in collaboration with EPRI. In this benchmarking study, deterministic and probabilistic analyses are performed using common analysis conditions. This paper presents the details of these conditions and comparisons of the results between the two aforementioned codes. Both codes were found to provide nearly the same results in both deterministic and probabilistic analyses for a dissimilar metal weld subjected to primary water stress corrosion cracking.