報告書番号

EX24003

タイトル（和文）

確率論的破壊力学の実活用に関する検討委員会 活動報告書 －加圧水型原子炉圧力容器の健全性評価への確率論的破壊力学の適用に向けた検討－

タイトル（英文）

Technical Report of the Committee on Practical Applications of Probabilistic Fracture Mechanics - Study on the Application of Probabilistic Fracture Mechanics to the Structural Integrity Assessment of PWR Pressure Vessels -

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

背　　景
確率論的破壊力学（PFM: Probabilistic fracture mechanics）は、機器の健全性を破損確率や破損頻度を介して定量的に評価するための手法として期待されており、米国では既にPFMの活用事例が数多く存在する。一方で、日本では技術的な基盤整備が進められており、標準的な解析要領を定めたJEAG 4640-2018 注1）が発刊されているが、規制上の活用事例は乏しく、PFMの活用に向けた実機データを用いた評価事例の蓄積が望まれていた。また、JEAG 4640-2018に記載されていない解析手法や入力データの作成方法の評価機関等による相違がPFM解析結果に与える影響が不明であり、それが活用上の懸念となっていた。PFMの実活用に関する検討委員会（以下、本委員会）は、PFMの活用に向け、日本国内の実機に則した解析条件におけるPFM評価を試行することを目的として設立された。本委員会の活動を通じ、実機データに基づく評価事例を蓄積するとともに、評価機関等による相違がPFM解析結果に与える影響の把握を進めている。
目　　的
実機に則した解析条件を用いた共通の解析コードPASCAL 注2）による複数機関の解析結果の比較や感度解析を通じ、細かな入力の相違により破損頻度にどの程度の違いを生じ得るかを検討する。
主な成果
1. 決定論的解析結果の比較評価
日本原子力研究開発機構（以下、JAEA）、三菱重工業（以下、MHI）および電力中央研究所（以下、CRIEPI）の3機関が、同じ解析条件を用いて原子炉圧力容器の板厚内応力分布（図1）および応力拡大係数の時刻歴（図2）を解析した。確率論的解析の入力となるこれらの決定論的解析結果は評価機関によらずよく一致した。
2. 確率論的解析結果の比較評価
3機関が同じ解析条件を用いて原子炉圧力容器の破損頻度（亀裂進展頻度 注3）および亀裂貫通頻度 注4））を解析した（表1）。亀裂貫通頻度の最大値と最小値の比は約1.2に留まり、またいずれの結果も米国の亀裂貫通頻度の許容基準よりも十分小さく、判断結果に影響しないと考えられる水準であった。
3. 感度解析結果
上記の解析条件を基準とし、国内プラントデータが十分とは言い難い影響因子の感度解析を実施したところ、RTNDT 注5）の標準偏差の亀裂貫通頻度への影響が大きかった。また、化学成分および照射量の標準偏差に基づき予測されたRTNDT 計算値 注6）の標準偏差を介して亀裂貫通頻度を推定できることを見出した（図３）。

注1）日本電気協会 電気技術指針 原子力編「確率論的破壊力学に基づく原子炉圧力容器の破損頻度の算出要領」
注2）日本原子力研究開発機構により開発された、原子炉圧力容器を対象としたPFM解析コード
注3）ある1 つの原子炉圧力容器に想定する亀裂が供用1 年あたりに進展を開始する頻度
注4）ある1 つの原子炉圧力容器に想定する亀裂が供用1 年あたりに貫通する頻度
注5）JSME設計・建設規格の規定に従って落重試験及び衝撃試験によって求められる関連温度
注6）ここではJEAC4201-2007[2013 年追補版]におけるRTNDT初期値とΔRTNDT計算値を足し合わせた値を示す

概要 （英文）

The integrity of components in nuclear power plants can be quantitatively assessed in terms of probability and frequency of failure by using probabilistic fracture mechanics (PFM). Although progress has been made in developing PFM analysis codes and establishing a guideline, the practical application of PFM in regulatory decision making in Japan is limited. A case study using input data from an actual Japanese power plant is desired as basic data for the application of PFM. The Committee on Practical Application of PFM was established to conduct PFM analysis using actual plant data. A benchmark analysis was conducted to evaluate the failure frequency of reactor pressure vessel (RPV) using the same analysis conditions and the same analysis code. The maximum failure frequency was approximately 1.2 times of the minimum failure frequency, depending on the participant. The failure frequencies assessed by all participants were in the order of 10-8. This value is about 2 orders of magnitude lower than the acceptance criteria for failure frequency in the US. These results indicate that the difference between participants does not affect the judgement of the integrity of the RPV based on PFM. This report also presents the results of sensitivity analyses using actual plant data, a case study for future application of PFM, and literature review of the framework for the use of PFM in the US.

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