Developments of probabilistic fracture mechanics analysis codes for reactor pressure vessel and piping

鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀

Proceedings of 6th International Conference on the Integrity of Nuclear Components, p.230 - 238, 2006/04

確率的破壊力学解析(PFM)手法は、従来の決定論的手法と異なり合理的に材料特性,欠陥分布,検査精度などの不明確さを取り入れるために最近注目されている。このためJAEAでは、過渡荷重や地震荷重などの設計荷重条件下における原子炉圧力容器(RPV)や配管のPFM解析コードPASCALを開発している。原子炉圧力容器(RPV)に関しては、炉心領域で材料の中性子照射脆化を考慮して、加圧熱衝撃(PTS)などの過渡条件下における条件付きのき裂発生及び破壊確率を評価することができるPASCALコードを開発している。また、経年劣化及び地震ハザードを考慮して計算される地震応力を考慮できる配管信頼性解析コードを開発している。PASCAL-SC及びPASCAL-ECは、それぞれ応力腐食割れ及び流動加速腐食を考慮して、運転荷重及び地震荷重に対する破損確率を解析するものである。これらの解析コードの概要と幾つかの結果を紹介する。