[2H11-16] Modeling

[2H16] Modeling Irradiation Embrittlement of Reactor Pressure Vessel Steel

(2)Risk Evaluation for Advanced Inspection of RPV Integrity

＊Kazunori Morishita¹, Toshiki Nakasuji¹, Xiaoyong Ruan¹ (1.Kyoto University)

Keywords:Irradiation Embrittlement, Reactor Pressure Vessel, Risk Assessment, Advanced Maintenance, Risk-based Maintenance

軽水炉の高経年化による劣化事象の１つとして圧力容器鋼の中性子照射脆化があげられる。照射脆化は、予測式による予防保全が行われており、脆化予測式の精度向上のための研究が盛んに行われている。本研究では、保全重要度の検討のために地震PRAの手法を援用して圧力容器破壊のリスク評価手法を構築した。そして、現在行われている脆化予測式の予測精度向上および照射脆化の保全活動の高度化について議論を行った。なお、本発表は“圧力容器鋼の中性子照射脆化モデリング：(1)脆化予測シミュレーション”とのシリーズ発表である。