報告書番号

T97006

タイトル（和文）

き裂を有する国産軽水炉配管の破壊評価（第１報）破壊評価手法の開発と適用性の検討

タイトル（英文）

FRACTURE EVALUATION OF JAPANESE NUCLEAR PIPING WITH CIRCUMFERENTIAL CRACKS (1) DEVELOPMENT OF EVALUATION METHOD ANDAPPLICATION

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

軽水炉の高経年化に伴い，機器の検査法を一層合理化するとともに，検査によって欠陥が検出された場合の評価手法を確立することが重要とされている。本研究では，欠陥を有する軽水炉配管の破壊評価を行うため，新たな評価手法（荷重曲線法）を開発した。同評価手法では，弾塑性破壊力学条件及び塑性崩壊条件の両破壊条件から導かれる欠陥進展時の荷重特性を基に，破壊条件と破壊強度を同時に推定することが可能であり，英米で開発された従来の評価手法に比べ，評価手順が一層簡便化されている。同評価手法を国産炭素鋼配管に適用し，配管の破壊に及ぼす欠陥形状，配管寸法の効果を検討した。これにより，同評価手法は従来手法とほぼ同等の解析評価機能を有し，国産配管に適用可能であることが確認された。

概要 （英文）

FOR AGED NUCLEAR POWER PLANT IT IS NECESSARY, TO RATIONALIZE THE INSPECTION PROCESS AND ESTABLISH EFFCTIVE METHODS FOR DETECTING FLAWS. THE LOAD CURVE APPROACH FLAW EVALUATION METHOD, HAS BEEN DEVELOPED TO ASSESS CIRCUMFERENTIALLY SURFACE-CRACKED NUCLEAR PIPING. THE EVALUATION IS HIGHLY SIMPLIFIED BECAUSE THE SCREENING OF PIPE FRACTURE CRITERIA AND ESTIMATION OF FRACTURE LOAD ARE CONDUCTED SIMULTANEOUSLY BASED ON TWO LOAD CURVES DERIVED FROM ELASTIC-PLASTIC FRACTURE MECHANICS AND PLASTIC COLLAPSE CONDITIONS. THIS APPROACH WAS APPLIEDTO JAPANESE CARBON-STEEL PIPING AND THE EFFECTS OF FLAW GEOMETRY AND PIPE SIZE ON PIPE FRACTURE WERE EXAMINED. THE APPROACH HAS ANALYTICAL FUNCTIONS EQUIVALENT TO CURRENT FLAW EVALUATION METHODS AND IS FULLY APPLICABLE TO JAPANESE NUCLEAR PIPING.

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