報告書番号

T98069

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2報) -各種パラメータ解析と配管破壊評価手法の提案-

タイトル（英文）

Fracture Evaluation for Japanese Nuclear Piping with Circumferential Crack (2) - Parametric Analysis and Proposal of Pipe Fracture Evaluation Method -

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。本報告では、（１） き裂を有する国産軽水炉配管の破壊強度を推定することが可能な新たな評価手法「荷重曲線法」を用いて、各種表面き裂入り配管に対するパラメータ解析を実施した。これより、破壊クライテリアに及ぼす配管口径やき裂寸法の影響を明らかにした。（２） 上記結果から、各種の配管口径、き裂寸法に対する配管破壊荷重を求め、これを別途求めた安全係数と組み合わせることにより、国産炭素鋼配管に対する許容欠陥寸法表を新たに導いた。（３） 以上示した結果をベースとして、荷重曲線法に基づく配管破壊評価手法を取りまとめ提案した。

概要 （英文）

It is necessary for the aged nuclear power plants to rationalize inspection process and to establish the effective evaluation method for detected flaws.(1) Using the newly developed flaw evaluation method, "Load Curve Approach", parametric analysis was conducted for several surface-cracked Japanese nuclear carbon steel piping and the effects of pipe geometry and flaw size on pipe fracture criteria were investigated , (2) From the parametric analysis, fracture loads were estimasted for several pipe geometries and flaw sizes. New allowable flaw size table was developed for carbon steel piping from the pipe fracture loads combined with safety factors and (3) New pipe fracture analysis method using "Load Curve Approach" was proposed based on the above analysis results.

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