[2J01-04] Reactor Pressure Vessel Steel

[2J03] Advanced Management of Irradiation Embrittlement of Reactor Pressure Vessel Steel

(3)Risk-based Maintenance of Reactor Pressure Vessel

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

Keywords:Irradiation Embrittlement, Reactor Pressure Vessel, Risk Assessment, Management

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。