Art

J-GLOBAL ID：202102234657727198   Reference number：21A0601332

User’s manual and analysis methodology of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP Ver. 2 for piping (Contract research)

原子炉配管に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SP2の使用手引き及び解析手法(受託研究)

Author (6)： YAMAGUCHI YOSHIHITO (日本原子力研究開発機構) ,  MANO AKIHIRO (日本原子力研究開発機構) ,  KATSUYAMA JIN'YA (日本原子力研究開発機構) ,  MASAKI KOICHI (みずほ情報総研) ,  MIYAMOTO YUHEI (みずほ情報総研) ,  LI,Y. (日本原子力研究開発機構)
Material： 日本原子力研究開発機構JAEA-Data/Code(Web)
Issue： 2020-021  Page： 1-176  Publication year： 2021 
JST Material Number： U0306A  Document type： Article
Article type： 解説  Country of issue： Japan (JPN)  Language： JAPANESE (JA)

Thesaurus term： *feed water pipe ,  *reactor cooling system ,  *fracture mechanics ,  computer code ,  analysis ,  method ,  public administration ,  light water reactor ,  soundness ,  degradation(alteration) ,  nickel base alloy ,  PWR type reactor ,  stress corrosion cracking ,  duplex stainless steel ,  aging(phenomenon) ,  stress intensity factor ,  residual stress ,  crack propagation ,  failure probability
Semi thesaurus term： *feed water pipe ,  *reactor feed water system ,  *probabilistic fracture mechanics ,  analysis code ,  analytical approach ,  Japan Atomic Energy Agency ,  light-water reactor ,  structural integrity ,  aging ,  pressurized water reactor ,  thermal aging ,  welding residual stress ,  crack advance ,  failure probability

Author keywords (7)： 確率論的破壊力学 ,  構造健全性評価 ,  地震フラジリティ評価 ,  原子炉配管 ,  経年劣化事象 ,  損傷確率 ,  信頼度評価

JST classification (1)： Reactor cooling system  (MD04040P)

Reference (65)：

• 日本機械学会, ′′発電用原子力設備規格 維持規格(2012年版),′′ JSME S NA1-2012 (2012).
• Y. Yamaguchi, J. Katsuyama, Y. Li and K. Onizawa, ′′Crack growth evaluation for cracked stainless and carbon steel pipes under large seismic cyclic loading,′′ Journal of Pressure Vessel Technology, Vol.142, No.2, 021906 (2020).
• D. O. Harris, D. Dedhia and S. C. Lu, ′′Theoretical and User’s Manual for pc-PRAISE, A Probabilistic Fracture Mechanics Computer Code for Piping Reliability Analysis,′′ NUREG/CR-5864, UCRL-ID109798 (1992).
• 日本機械学会, ′′発電用原子力設備規格配管破損防護設計規格,′′ JSME S ND1-2002 (2003).
• 原子力規制委員会, ′′実用発電用原子炉及びその付属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈′′, 原規技発第1408063号(2014).

Terms in the title (7)： 原子炉 ,  配管 ,  確率論的破壊力学 ,  解析コード ,  手引き ,  解析手法 ,  研究