財団法人 電力中央研究所

電力中央研究所 研究報告書(電力中央研究所報告)
[CRIEPI Research Report]

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研究報告書 詳細情報
[Detailed Information]

報告書番号 [Report Number]
Q14016
タイトル
原子炉容器貫通部構成材料に対する高精度非弾性解析モデルの開発
[Title]
Development of accurate inelastic analysis models for materials constituting penetrations in reactor vessel
概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)
東日本大震災にともなって発生した福島第一原子力発電所での過酷事故の推移を解明していくためには熱流動解析による温度や圧力の推定に加えて、高温高圧状態でのこれらの部位の挙動を解析する必要が出てくるものと推定される。さらに、同様な過酷事故やその前駆段階として高温に曝される状態が生じたときに漏洩や破損が生じる限界を評価する上でも、通常運転温度を超えた高温下でのこれらの部位の挙動を的確に推定しうる手法の整備が必要である。このため、本研究では原子炉容器貫通部を構成し、機械的特性が大きく異なる3種の材料を対象に温度とひずみ速度を変えた多数の引張試験を実施し、その結果を基に各材料の非弾性変形挙動を精度良く表現できる非弾性変形解析モデル(構成式)を開発した。主な成果は以下の通り。
(i) 引張特性の把握
幅広い温度とひずみ速度で3種の材料(SQV2A、SUS316, NCF600)の引張試験を行い、真応力―真非弾性ひずみ関係を得た。3材料とも温度、ひずみ速度に対する依存性が小さい低温領域とこれらが顕著になる高温領域に大きく分けられることが確認された。
(ii) 構成式の設定と材料特性値決定法の開発
応力を初期降伏応力と硬化量に分けるとともに、硬化量に対しては硬化項と軟化(回復)項からなる発展式を用いることで各試験での真応力―真非弾性ひずみ関係が忠実に表現できることを確認した。さらに活性化エネルギーを用いていくつかのパラメータに対する温度と非弾性ひずみ速度の影響を統一的に表現しながら、構成式に含まれたすべての材料特性値を体系的に決定していく手順を明らかにした。
(iii) 各材料への適用
この方法を上記の3材料に対して適用し、それぞれに対して構成式に含まれた材料特性値を決定した。これを用いて各条件に対して推定された真応力―真非弾性ひずみ関係は、試験データがくびれなどによって急激な応力低下を示す前は試験データと満足すべき精度で一致した。これより、本構成式が幅広い温度と負荷速度を含む負荷に対する解析に適用できることが確認された。
[Abstract]
Evaluation of structural integrity of lower head penetrations in reactor vessels is required for investigating the scenario of severe accidents in nuclear power plants under the loss of core-cooling capacity. Materials are exposed to temperatures much higher than experienced in normal operation and capability of evaluating material behavior under such circumstances needs to be developed for attaining reliable results. Inelastic deformation behavior changes with temperature significantly and its consideration has a critical importance in the development of inelastic constitutive model for application to such situations. A number of tensile tests have been performed on three materials constituting the lower-head penetrations, i.e. JIS SQV2A, SUS316 and NCF600, and the results were used for development of accurate inelastic constitutive models for these materials. The models based on the combination of initial yield stress, hardening and softening characteristics were found to be successful in describing deformation behavior of these materials under a wide range of temperature between room temperature and 1100ºC alomg with the strain rates covering three orders of magnitude. Ways to generalize the models into varying temperature condition have also been presented.
報告書年度 [Report's Fiscal Year]
2014
発行年月 [Issued Year / Month]
2015/06
報告者 [Author]

担当

氏名

所属

高橋 由紀夫

材料科学研究所

キーワード [Keywords]
和文 英文
原子炉容器 Reactor Vessel
貫通部 Penetration
非弾性構成式 Inelastic Constitutive Equations
過酷事故 Severe accident
高温 High temperature
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