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

T98015

タイトル(和文)

配管欠陥評価クライテリアに及ぼす複合荷重の影響

タイトル(英文)

Effect of Combined Loading on Pipe Flaw Evaluation Criteria

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

軽水炉配管の合理的な維持管理を図るにあたっては,検知された欠陥がプラントの運転に対しどの程度有害であるかを評価する,いわゆる欠陥評価クライテリアを精度良く定めることが重要である.特に,炭素鋼配管においては,延性破壊が考慮すべき破損形態の一つであり,弾塑性破壊力学に基づいた解析が必要とされる.これら解析結果は,例えばASME基準のセクションXIにおけるZ係数のような荷重修正係数に基づいた欠陥評価クライテリアとして整備されるに至っている.現行の荷重修正係数は保守性と簡便性を旨として便宜的な方法をもって定められているが,実機評価上重要となる内圧の重畳の効果についての検討は十分とは言い難い.近年,複合荷重下における周方向貫通き裂付き配管を対象とした延性破壊評価法として,「LBB.ENGC法」が新しく開発された.同法は,曲げおよび内圧に帰する引張の両者の寄与を任意の負荷履歴に応じて適切に組み込んだものである.本報告では,このLBB.ENGC法を用いて内圧の重畳が欠陥評価クライテリアに及ぼす影響について検討を行った.同法に基づいて新たに複合荷重下における荷重修正係数を導出し,これを現行の荷重修正係数と比較することにより,内圧の寄与を考慮した場合の現行係数の予測性について定量的な評価を行った.

概要 (英文)

Considering a rational maintenance rule of Light Water Reactor piping, reliable flaw evaluation criteria are essential to determine how a detected flaw is detrimental to continuous plant operation. Ductile fracture is one of the dominant failure modes to be considered for carbon steel piping, and can be analyzed by the elastic-plastic fracture mechanics. Currently the analytical results are provided as flaw evaluation criteria using load correction factors such like the Z-factor in ASME Code Section XI. The present correction factors were conventionally determined taken a conservatism and a simplicity into account, however, the effect of internal pressure which would be an important factor under an actual plant condition was not adequately considered. Recently, a J-estimation scheme, "LBB.ENGC" for ductile fracture analysis of circumferentially through-wall-cracked pipes subjected to combined loading was newly developed to have a better prediction with more realistic manner. This method is explicitly incorporated the contribution of both bending and tension due to internal pressure by means of the scheme compatible with an arbitrary combined loading history. In this paper, the effect of internal pressure on the flaw evaluation criteria was investigated using the new J-estimation scheme. A correction factor based on the new J-estimation scheme was compared with the present correction factors, and the predictability of the current flaw evaluation criteria was quantitatively evaluated in consideration of internal pressure.

報告書年度

1998

発行年月

1999/03

報告者

担当氏名所属

三浦 直樹

狛江研究所金属材料部

Yeon-Ki Chung

Korea Institute of Nuclear Safety Regulatory Research Division

キーワード

和文英文
軽水炉 Light Water Reactor
破壊力学 Fracture Mechanics
欠陥評価 Flaw Evaluation
配管 Pipe
J積分 J-Integral
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