報告書番号

277053

タイトル（和文）

応力腐食割れを有する原子炉配管の強度評価（第１報）－弾性解析－

タイトル（英文）

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

近年ＢＷＲ原子炉の一次冷却系ＳＵＳ３０４ステンレス配管において，応力腐食割れと見られる微細な割れが検出されている。配管の信頼性を確保する上で，この種のき裂が構造強度に及ぼす効果を検討することが必要である。本報告では■き裂先端近傍の応力分布を把握し，■き裂先端部の平均応力，又は塑性域長さを考慮して，限界作用応力，限界き裂長さを定めた。また■隣接する複数き裂による応力の干渉効果を調べた。さらに■通常時の供用負荷条件下では，き裂が浅い（き裂深さ／管厚＝０．１１６）場合には，き裂先端部の塑性域が管厚に比してきわめて小さく（０．５％），直ちに管の漏洩が引き起こされる可能性が少ないことを示した。

概要 （英文）

報告者

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