原标题：长期运行的轻水反应堆压力容器的完好性确认（上）

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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

要点

•轻水反应堆压力容器需要经常检修和测试，以确保其在运行期间保持完好无损。然而，由于影响轻水反应堆压力容器完好性的因素中存在着一些不确定成分，因此需要通过基于概率论的分析，从利用风险信息的角度来确认万一发生事故时失效的概率极低、即系统具有极高的安全性。

•在此前的研究中，针对压水反应堆压力容器，研究小组考虑了中子辐照引起的材料劣化，设计了最严重事故时的失效概率计算，开发了一种基于概率断裂力学的分析代码。通过改进分析代码，现在可以计算所有反应堆类型在所有瞬态条件下（包括启动和关闭）的失效概率。

•此外，通过汇总计算步骤、推荐方法及其根据，制定了世界上独一无二的标准分析要领，帮助用户计算反应堆压力容器的失效概率。

•此次改进的代码是日本唯一可以计算反应堆压力容器失效概率的分析代码。未来有望对根据风险和重要性的评估和检查做出重大贡献，例如用来确认长期运行的轻水反应堆压力容器的完好性和检查的有效性。

图1考虑了由中子辐照引起的材料劣化的反应堆压力容器失效概率的计算

1概要

国立研究开发法人日本原子能研究开发机构（以下简称原子能机构）、安全研究中心抗震·构造完好性评估研究小组正在进行一项关于长期运行的轻水反应堆设备完好性评估的研究。作为其中的一部分，研究小组改进了基于概率断裂力学（可以考虑到影响完好性评估的各种因素的不确定性）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”。还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，并与分析代码一起发布。

反应堆压力容器是保障轻水堆安全的最重要设备，同时也是很难更换的设备。对于长期运行的轻水反应堆压力容器来说，来自堆芯的中子辐照会导致材料劣化，抗断裂性的断裂韧性也会降低。因此，需要在考虑到材料会因来自堆芯的中子辐照而发生劣化的前提下，确认反应堆压力容器是否完好。反应堆压力容器的完好性确认过程是：通过比较①由于中子辐照而降低的断裂韧性和②发生事故时的破坏力即应力强度因子，并且②不超过①。另一方面，为了利用风险信息进行决策，③还有必要考虑影响完好性的因素的不确定成分并计算定量指标的“失效概率”。

此前的分析代码主要针对压水反应堆压力容器，并专注于假设加压热冲击事件的分析，该事件是容器内表面迅速冷却的意外事件。目前，新的检查制度等已经开始投入使用，风险信息的利用越来越受到关注，人们认为有必要计算涵盖沸水反应堆压力容器和正常运行期间的启动事件的失效概率。

因此，研究小组完善了反应堆压力容器的内表面温度高于外表面温度的事件中所需的分析功能等，可以计算所有类型轻水反应堆所有瞬态条件下的失效概率。还成立了一个由行业和大学专家参与的PASCAL可靠性改进委员会，并确认了所增加的功能是高度可靠的。在此基础上，作为日本唯一可以计算所有类型轻水反应堆压力容器失效概率的分析代码，发布了PASCAL5。

汇总用于计算反应堆压力容器失效概率的步骤、推荐方法、分析所需的数据以及技术依据，将标准分析指南的范围扩大到沸水反应堆，并经过外部专家确认后进行发布。

未来，有望作为一种风险信息的利用方案做出贡献，例如确认长期运行的轻水反应堆压力容器的完好性和无损检测的有效性。

PASCAL5的使用指南为JAEA-Data/Code 2022-006，标准分析要领为JAEA-Research 2022-012，已于2023年2月22日发布。一组分析代码可以通过原子能机构的计算机程序等搜索系统PRODAS获得。

2背景与经过

反应堆压力容器是轻水反应堆安全上最重要且难以替代的设备，采用强度、断裂韧性、焊接性等优异的材料。其中，断裂韧性是对断裂的阻力，虽然在低温条件下断裂韧性会有所降低，但它被设计成开始运行时即使在低温条件下也能保持足够的断裂韧性。然而，长期运行的轻水反应堆压力容器由于来自堆芯的中子辐照而发生劣化，如图1所示，断裂韧性降低（相同断裂韧性的温度上升）。因此，需要在考虑到中子引起的材料劣化的前提下，确认反应堆压力容器是否完好无损。为了利用概率论的完好性评估和风险信息进行决策，重要的是基于概率断裂力学，考虑对结构设备的破坏力和阻力等不确定性，并计算出设备失效概率等量化指标。

概率断裂力学作为一种能够更合理地评估设备完好性的方法而备受关注。例如，在美国，概率破裂力学被用于长期运行的轻水反应堆压力容器的完好性评估，以及使用期间无损检测的检查范围和检查间隔的研究。在日本，与安全性提高评估相关的举措和新检查制度也已经启动，利用失效概率等风险信息的决策正在付诸实施。此外，日本政府正在讨论如何最大限度地利用现有核电站。鉴于这种情况，确定反应堆压力容器完好性的概率断裂力学分析方法的实用化准备工作已进入极其重要的阶段。

作为长期运行的轻水堆设备完好性评估相关研究的一部分，研究小组考虑到中子辐照引起的材料劣化，为了计算日本轻水反应堆压力容器的失效概率，开发了一种基于概率断裂力学的分析代码PASCAL。2017年发布的PASCAL4考虑了加压热冲击事件这一最严重的意外事件，可以计算压水反应堆压力容器的失效概率。然而，到目前为止，人们并未考虑沸水反应堆中可能发生的事件，无法计算轻水反应堆所有瞬态条件下的失效概率。

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