2017年春の年会

講演情報

一般セッション

IV. 核燃料サイクルと材料 » 402-1 炉材料とその照射挙動

[2J01-04] 原子炉圧力容器鋼

2017年3月28日(火) 10:50 〜 12:00 J会場 (16号館 16-305教室)

座長:藤井 克彦 (INSS)

11:20 〜 11:35

[2J03] 圧力容器鋼の照射脆化管理高度化

(3)脆化予測のあいまいさと圧力容器保全のためのリスク評価

*中筋 俊樹1、阮 小勇1、森下 和功1 (1. 京都大学)

キーワード:照射脆化、原子炉圧力容器、リスク評価、保全

圧力容器鋼の健全性評価は、照射脆化評価と加圧熱衝撃評価をもとに行われている。本研究では、まず脆化評価のあいまいさを、同シリーズ発表である“圧力容器鋼の照射脆化管理高度化:(2)”の評価に基づくシミュレーションモデルにより明らかにした。そして、脆化評価と加圧熱衝撃評価のあいまいさから圧力容器の破壊確率(リスク)を得る手法を構築し、リスクを活用した圧力容器保全の高度化について議論した。なお、本発表は“圧力容器鋼の照射脆化管理高度化”のシリーズ発表である。