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【24h】

確率論的破壊力学の原子力関連規格への取り込みに関する展望と課題（JAEAによるPFM解析手法の研究－規制支援に向けた取り組み）

机译：关于概率骨折力学纳入核相关标准的展望及问题（JAEA努力监管支持的PFM分析方法研究）

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日本原子力研究開発機構(JAEA）では，軽水炉構造機器の高経年化評価技術の高度化に関する研究の一環として，影響因子の不確かさを考慮可能な確率論的破壊力学(PFM）解析手法に着目し，解析コードPASCAL（PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)シリーズの開発等を進めている．これまでに，原子炉圧力容器（RPV）を対象として加圧熱衝撃（PTS）等の過渡荷重が発生した場合の破壊確率解析コードPASCAL3，一次系配管を対象として応力腐食割れ（SCC，PWSCC，NiSCC），疲労や熱時効等の経年事象を考慮した破損確率解析コードPASCAL-SP，容器貫通部や管台等のニッケル合金溶接部を対象としてPWSCCやNiSCC等による亀裂の多様性等を考慮した破損確率解析コードPASCAL-NP等を開発し，その高度化を進めている．また，規制の高度化に資する原子力規制庁の「高経年化技術評価高度化事業（原子炉一次系機器の健全性評価手法の高度化）」を受託し，国内外の最新知見や上記のPFM解析手法に関する成果を活用し，国内における確率論的評価手法の活用を念頭においた適用性評価を行い，PFM評価手法の標準化·実用化を図っている．本稿では主にRPVを対象としたPFM解析手法を中心に，原子力規制庁受託事業に係る取り組みや得られた成果の一部について概要を記す．
机译：日本原子能研究发展组织（JAEA）专注于概率骨折力学（PFM）分析方法，可以考虑到影响因素的不确定性，作为光水反应器结构设备高端评估技术的进步的一部分。 ，开发分析代码Pascal（老化LWR中结构部件的PFM分析）系列等。到目前为止，销毁概率分析代码Pascal3和初级系统管道（SCC，PWSCC等）当到目前为止发生加压热冲击（PTS）等瞬态载荷时。NISCC）考虑到疲劳概率分析代码Pascal-SP，镍合金焊缝如容器穿透部分，管等考虑镍合金焊接部件，例如疲劳和热时间效应。损坏概率分析代码普斯卡尔-NP等是开发的，其进步正在推广。此外，日本和国外的最新知识和上述PFM将伴随国家监管技术评估先进业务（反应堆主设备的卫生评估方法的进步）“我们利用分析方法的结果，并考虑到适用性评估随着日本的概率评估方法的使用，旨在标准化和实际使用PFM评估方法。在本文中，主要是关于RPV的PFM分析方法，概述影响核实践控制办公室的努力和由此产生的结果。

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