電力中央研究所

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

ET99001

タイトル(和文)

Evaluation Method of Sodium Leak for FBR Components

タイトル(英文)

Evaluation Method of Sodium Leak for FBR Components

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

高速増殖炉機器の設計評価をより確かなものとするためには,き裂状欠陥の存在を想定した構造の健全性を評価することが重要である.貫通した欠陥からのナトリウム漏洩挙動は,高速増殖炉の構造健全性を評価する上で考慮すべき代表的な事象である.本報告では,ナトリウム漏洩の評価手法について述べる.き裂開口面積および漏洩量を予測するための汎用的な評価手法を開発した.き裂開口面積の評価には全面塑性解を適用し,またベルヌーイの式から漏洩量の評価式を導出した.実際のき裂における複雑な形状の影響についても考慮した.開発した手法の妥当性は,有限要素解析,ならびに人工スリット付き平板,疲労き裂付き平板,配管,エルボを用いた水漏洩試験によって検証した.同手法は電中研で策定された高温構造健全性評価指針案の一部として採用されている.

概要 (英文)

The evaluation of structure integrity under the presence of crack-like defects is important to complement the design assessment for Fast Breeder Reactor (FBR) components. Sodium leak from a penetrated flaw is a typical phenomenon to be assessed from the viewpoint of structural integrity of FBR components. In this report, an evaluation method applicable to sodium leak is presented. The comprehensive evaluation method to predict crack opening area and leak rate is developed. The fully plastic solution is applied to evaluate crack opening area, and the equation to evaluate leak rate is derived form the Bernoulli's formula. The effect of complicated actual crack configuration is taken into account. The propriety of the developed method is confirmed by finite element analyses and water leak tests using both artificially notched plates or fatigue cracked plates, pipes, and elbows. The evaluation method has been incorporated as a part of the draft of the guideline for structural integrity assessment of high-temperature components of FBR plant prepared by CRIEPI.

報告書年度

1999

発行年月

2000/07

報告者

担当氏名所属

三浦 直樹

狛江研究所金属材料部

高橋 由紀夫

狛江研究所金属材料部

中山 康成

狛江研究所金属材料部

島川 貴司

- 金属材料部(平成8年3月出向終了)

キーワード

和文英文
高速炉 Fast Breeder Reactor
ナトリウム Sodium
漏洩 Leak
き裂 Crack
破壊力学 Fracture Mechanics
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