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摘要：日本原子能研究开发机构的研究小组，改进了基于概率断裂力学的分析代码PASCAL，并编写了一个可以计算所有类型轻水反应堆在所有瞬态条件下、反应堆压力容器的失效概率的代码“PASCAL5”，并在世界上率先制定了一个汇总了计算步骤、推荐方法和技术依据的标准分析指南，与该分析代码一起发布。

关键词：日本原子能机构、轻水反应堆、压力容器、完好性、失效概率、分析代码PASCAL

目录

要点

概要
背景与经过
本次成果
未来展望

3

本次的成果

为了能够计算轻水反应堆在所有瞬态条件下的失效概率，除了目前因加压热冲击事件的反应堆压力容器内表面存在裂纹而造成的失效概率计算功能外，研究小组在PASCAL中完善了假设了启动事件和低温超压事件等反应堆压力容器外表面侧存在的裂纹评估所需的功能。

具体而言，如图2所示，将假设的裂纹位置扩展到外表面，并制定了评估该外表面裂纹所需的应力强度因子评估方法和裂纹扩展评估方法。通过完善这些功能，对于可能导致轻水反应堆压力容器失效的所有瞬态事件，可以计算失效概率和失效频率等概率指标。图3显示了沸水反应堆启动事件中内外表面裂纹对失效频率的影响。在这种情况下，外表面裂纹的影响较大，说明了考虑外表面裂纹存在的重要性。

在由机构主办的产业和学术界专家组成的PASCAL可靠性提高委员会上，研究小组比较研究了多个机构计算的结果，并确认了所完善的功能具有高可靠性。

经过这些努力，作为日本唯一可以计算长时间运行的轻水反应堆所有事件中反应堆压力容器失效频率的分析代码，PASCAL5被公开。

图2 反应堆压力容器及待评估裂纹的示意图

图3 沸水反应堆启动事件中不同裂纹类型对失效频率的影响

PASCAL5的特点如下：

•针对范围广泛的多种事件，均可利用风险信息确认反应堆压力容器的完好性

对于所有反应堆类型的所有可能发生的瞬态事件（加压热冲击事件、启动·停止事件和低温超压事件等），都可以计算出反应堆压力容器的失效概率和失效频率等概率指标。

•最适用于确认日本轻水反应堆压力容器完好无损的概率

这是因为它反映了最新的研究成果，涵盖了适用于计算日本轻水反应堆压力容器失效概率的计算方法和计算模型，例如由于中子辐照引起的反应堆压力容器脆化的评估方法、焊缝残余应力评估模型、应力强度因子评估方法、高温预压效应评估模型等。

•一种有效的风险信息计算工具，用于确认影响因素的不确定性对完好性的影响、评估安全冗余和确认无损检测的影响等

这是因为对于影响分析结果的因素具有不确定性，通过区分考虑由于材料的非均质性等引起的不可避免的偶然不确定性，和由于缺乏知识和认识引起的认识论的不确定性，可以在风险信息的利用中提供重要的可靠性评价功能。

•保证分析代码的可靠性，对于提高分析代码的实用性必不可少

这是因为除了主办或参与众多国际和日本国内比较分析项目外，由产学界专家组成的PASCAL可靠性提高委员会还通过多个机构的确认来确认了该代码的可靠性。

在开发PASCAL5的同时，研究小组扩展了标准分析指南，并率先发布了基于概率断裂力学的日本轻水堆评估方法。该分析指南供实际分析负责人参考，以使用PASCAL5计算长期使用的反应堆压力容器失效概率和失效频率为目的，汇总了计算它们的步骤、推荐方法和技术依据。标准分析指南的正文汇总了计算长期运行的轻水反应堆压力容器失效概率和失效频率的基本事项、计算顺序、推荐的分析方法以及模型等，其说明中汇总了与正文对应的各项目的技术根据。该标准分析指南在发布前，汇总了外部专家对断裂力学分析方法和设备完好性评估的意见，提高了实用性。

通过利用这些分析代码及标准分析指南，可以确认反应堆压力容器板材厚度内裂纹位置对失效频率的影响，如图3所示；以及将接头焊接的坡口形状从普通坡口更改为窄坡口时，确认安全性改善效果，如图4所示。

图4 沸水堆启动事件中反应堆压力容器的各部件对失效的影响及焊接接头的坡口形状的影响

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未来展望

本分析代码和标准分析要领可用于计算轻水反应堆压力容器失效概率及失效频率，是可以确认长期使用的反应堆压力容器的完好无损概率的重要成果。未来，研究小组将利用以上成果，进一步推进以下关于风险信息利用的措施：

① 确认长期使用的反应堆压力容器的完好性；

② 确认利用风险信息的使用期间无损检测的有效性；

③ 定量评估设备规格变动对完好性影响；

④ 定量确认用于提高核反应堆设施的安全性的维护活动的效果。

此外，PASCAL5的特点是考虑了核反应堆特有的中子辐照引起的时效劣化，但通过利用概率断裂力学的基本框架，改进分析代码，不仅可用于轻水反应堆的其他部位，也可用于石油化工厂等一般压力容器的完好性检查。

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长期运行的轻水反应堆压力容器的完好性确认（下）

长期运行的轻水反应堆压力容器的完好性确认（上）