報告書番号

T88024

タイトル（和文）

ＦＢＲ炉容器の非弾性解析における負荷履歴の影響

タイトル（英文）

EFFECTS OF THERMAL CYCLE HISTORIES ON THE INELASTIC ANALYSIS OF THE FAST REACTOR VESSEL

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

一般に，非弾性解析では，弾性解析と異なり履歴依存性を有するため，設定する負荷履歴によって異なる解析結果を示す。従って，ＦＢＲ炉容器設計に非弾性解析を適用する場合には，解析に使用すべき適切な負荷履歴の設定法を明らかにして置く必要がある。負荷履歴設定において重要となるのは，設定した履歴が他の想定し得るすべての履歴に対して保守的な評価を与えることをいかに保証するかという点である。本研究では，通常起動，通常停止およびトリップ停止の熱過度事象を受けるＦＢＲ炉容器液面近傍部のクリープ疲労損傷に注目し，非弾性解析を系統的に実施することにより，負荷履歴の影響を把握することを試みた。その結果，負荷履歴の影響はおおむね小さいことが確認されたが，トリップ停止が後続サイクルのクリープ損傷を低下させること等，負荷履歴設定に関して留意すべき知見を得た。

概要 （英文）

IN THE PRACTICAL OPERATION OF FBR,THE STRUCTURE MAY RANDOMLY EXPERIENCE VARIOUS THERMAL LOAD EVENTS. SO,IN THE STRUCTURAL DESIGN BASED ON INELASTIC ANALYSIS,HISTORICAL EFFECTS SHOULD BE TAKEN INTO CONSIDERATION. AND IT IS THOUGHT TO BE DESIRABLE THAT PROPERDESIGN LOAD HISTOGRAMS FOR INELASTIC ANALYSIS SHOULD BE DETERMINED. ITIS IMPORTANT THAT THOSE DESIGN HISTOGRAMS HAVE PROPER CONSERVATIVENESSIN THE STRUCTURAL INTEGRITY EVALUATION. THE AUTHORS PERFORMED FIFTEEN CASES OF INELASTIC ANALYSIS OF A FBR VESSEL CONSISTING OF VARIOUS PATTERNS OF THERMAL LOAD. THE RESULTS OF THE ANALYSIS SHOW THAT EACH DESIGN-LOAD HISTOGRAM MAKES A RELATIVELY SMALL DIFFERENCE ON THE CREEP-FATIQUEEVALUATION.

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