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

T88032

タイトル(和文)

FBR炉容器液面近傍部の熱変形評価(第1報)-軸方向温度勾配の移動による熱ラチェット挙動に及ぼす板厚内温度勾配の影響

タイトル(英文)

EVALUATION OF THERMAL RATCHETING OF REACTOR VESSEL WALL NEAR THE SODIUM SURFACE

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

FBR実証炉の高温構造設計において,炉容器の液位が,起動停止時等に主に機器とナトリウムの熱膨張によって変動する場合には,従来のBreeモデルとは異なるメカニズムの熱ラチェットが生じる。このメカニズムの解明と適切なラチェット防止規定の確立が重要課題となっている。本研究では,炉容器液面近傍の熱ラチェット挙動を高精度の構成式(電中研モデル)を用いた非弾性解析に基づいて検討した。その結果,液面熱ラチェットの基本的なメカニズムを明らかにするとともに,繰り返し硬化によるラチェットの抑止効果を考慮することにより,合理的な評価法が策定できる見通しを得た。

概要 (英文)

PLASTIC RATCHETING OF REACTOR VESSELS MAY OCCUR IN AN AXIAL-MOVING,THERMAL GRADIENT WITHOUT PRIMARY STRESS. SO THERE IS A NEED TO ESTABLISH A PROPER PREDICTION METHOD FOR THE PLASTIC RATCHETING. IN THIS STUDY,INELASTIC FEM ANALYSES OF THE REACTOR VESSEL MODEL USING AN ADVANCED CONSTITUTIVE EQUATION WERE CARRIED OUT IN ORDER TOCOMPREHEND THE PLASTIC-RATCHETING BEHAVIOR OF THE CYLINDER THAT IS SUBJECT TO THE AXIAL-MOVING THERMAL GRADIENT. AS A RESULT OF THESE ANALYSES,A BASIC MECHANISM FOR THIS RATCHETING WAS FOUND.

報告書年度

1988

発行年月

1989/02/01

報告者

担当氏名所属

武 浩司

狛江研究所原子力部材料研究室

藤岡 照高

狛江研究所原子力部材料研究室

矢野 和隆

FBRプロジェクトチーム

キーワード

和文英文
熱ラチェット THERMAL RATCHET
熱応力 THERMAL STRESS
塑性 PLASTICITY
繰返し硬化 CYCLIC HARDENING
構成式 CONSTITUTIVE EQUATION
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