電力中央研究所

報告書「電力中央研究所報告」は当研究所の研究成果を取りまとめた刊行物として、昭和28年より発行されております。 一部の報告書はPDF形式で全文をダウンロードすることができます。

※ PDFのファイルサイズが大きい場合には、ダウンロードに時間がかかる場合がございます。 ダウンロードは1回のクリックで開始しますので、ダウンロードが完了するまで、複数回のクリックはなさらないようご注意願います。

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

T01010

タイトル(和文)

軽水炉第3,4種管の欠陥評価法の開発 --その1 中靭性配管に対する欠陥評価手法の提案--

タイトル(英文)

Developmenht of Flaw Evaluation Criteria for Class 2 and Class 3 Light Water Reactor Piping- Part I: Proposal of Flaw Evaluation Method Suitable for Moderate-Toughness Pipes -

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

軽水炉プラントにおいて検出された欠陥を評価するための手法を確立し,その高度化を図ることは,経年炉の合理的な維持管理を進める上で重要な課題である.現行の欠陥評価基準は,高い靭性を有する第1種管を対象としたものであるが,検査要求,運転コストの低減,基準体系の完備といった観点からは,第3種,第4種管といった中靭性配管に対する欠陥評価法を確立することが要求されている.本研究では,我が国の軽水炉プラントに供用される代表的な中靭性配管材を対象として,評価不要欠陥寸法を評価するための手法,ならびに不安定破壊条件を評価するための手法に関する解析的,実験的な検討を実施した.得られた成果は以下の通りである.・延性き裂の発生に着目し,破壊評価曲線を用いて評価不要欠陥寸法を合理的に定めるための概念を新たに考案した.同概念に基づき,評価不要欠陥寸法の影響を及ぼす主要な因子がき裂形状,破壊靭性,および作用応力であることを明らかにした.・代表的な中靭性材を対象とするき裂付き配管破壊試験を実施した.破壊の形態は弾塑性破壊であり,J積分を介した破壊力学解析により破壊に至る挙動を良好に評価できることを確認した.

概要 (英文)

To achieve a rational maintenance for aged Light Water Reactor components, it is important to establish and to improve the flaw evaluation criteria. Current flaw evaluation criteria are focused on Class 1 piping with high-toughness, while flaw evaluation criteria suitable for Classes 2 or 3 piping with medium-toughness are also required from the viewpoints of in-service inspection request, reduction of operating cost, and systematization of consistent code/standard. In this study, both analytical and experimental studies were conducted to determine the allowable flaw sizes for acceptance standards as well as to investigate the stable/unstable fracture behavior. The major results are as follows.- Using the failure assessment curve by which ductile crack initiation could be assessed, a concept to identify the allowable flaw sizes for acceptance standards was newly developed. The effect of possible parameters on allowable flaw sizes was examined based on the developed concept. It was confirmed that the dominant factors were aspect ratio, fracture toughness, and applied stress.- Cracked pipe fracture tests were conducted using a typical medium-toughness pipe material. Fracture occurred in accordance with the elastic-plastic fracture, and the fracture behavior could be well described by the fracture mechanics analysis through J-integral.

報告書年度

2001

発行年月

2002/02

報告者

担当氏名所属

三浦 直樹

狛江研究所金属材料部

鹿島 光一

狛江研究所金属材料部

宮崎 克雅

(株)日立製作所 機械研究所

久恒 眞一

(株)日立製作所 原子力事業部

長谷川 邦夫

(株)日立製作所 原子力事業部

キーワード

和文英文
軽水炉配管システム Nuclear Piping System
欠陥評価 Flaw Evaluation
破壊力学 Fracture Mechanics
維持基準 Maintenance Rule
米国機械学会基準 ASME Code
Copyright (C) Central Research Institute of Electric Power Industry