[2M08-12] Reactor Pressure Vessel

[2M11] Uncertainty evaluation of Charpy ductile-to-brittle transition temperature for neutron-irradiated reactor pressure vessel steels

*Hisashi Takamizawa¹, Yutaka Nishiyama¹ (1. JAEA)

Keywords:Reactor Pressure Vessel Steels, Irradiation Embrittlement, Ductile-to-Brittle Temperature, Charpy Impact Test, Uncertainty

原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、中性子照射前後のシャルピー衝撃試験で得られる延性脆性遷移温度（DBTT）の不確かさを考慮する必要がある。DBTTの不確かさは、試験片の採取位置のばらつき、試験片数、試験温度等に起因する。本研究においては、原子力機構でこれまで取得した原子炉圧力容器鋼の未照射材・中性子照射材データに基づき、ベイズ統計により上記の因子を考慮したDBTTの標準偏差を評価可能な手法を整備した。