[2P01-05] Safety Evaluation of LWR 1

[2P03] Effect of transient conditions on failure probability of reactor pressure vessel

*Jinya Katsuyama¹, Koichi Masaki¹, Yinsheng Li¹, Tadashi Watanabe² (1. Japan Atomic Energy Agency, 2. Fukui University)

Keywords:Probabilistic fracture mechanics, Failure probability, Improvement of nuclear safety

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃による非延性破壊が起きないようにするための対策として、日本電気協会規格にはいくつかの緩和措置が挙げられている。本稿では、そのうち、安全注入水の温度上昇措置に着目し、冷却水の温度を変更した熱水力挙動解析及びその結果を踏まえたPFM解析を実施した。その結果、高圧注入系と低圧注入系の温度を上昇させても効果はないものの、それらに加えて蓄圧系の温度も上昇させると、破損確率が低減することが分かった。これにより、是正措置の効果を定量的に示すのにPFM解析が有用であることを示した。