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

T75

タイトル(和文)

軽水炉クラス2,3配管の欠陥評価法の開発 --中靭性配管に対する欠陥評価手法の構築--

タイトル(英文)

Development of Flaw Evaluation Criteria for Class 2 and 3 Light Water Reactor Piping- Establishment of Flaw Evaluation Method for Moderate-Toughness Pipes -

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

軽水炉プラント機器の合理的な維持管理を実現するためには,欠陥評価法の確立,高度化が肝要である.現行の欠陥評価基準は高い靭性を有するクラス1配管を評価対象としているが,検査要求,運転コストの低減,基準体系の完備といった観点からは,クラス2,3配管といった靭性が中程度の配管に対する欠陥評価法の確立が必要である.本研究では,試験および解析を通じて,欠陥評価の根幹を成す許容欠陥寸法の決定方法,ならびに不安定破壊評価法に関する検討を実施した.主な成果は次の通りである.- 延性き裂の発生/進展に着目し,破壊評価曲線を用いて評価不要欠陥寸法を定める方法を新たに提案した.クラス1配管に対し同法を適用することにより,現行規格とほぼ同等の評価結果が得られることを確認した.また,提案法に基づいてクラス2,3配管に対する評価不要欠陥寸法を策定した.この結果,管厚が10 mmを超える場合,許容欠陥深さは管厚によらずほぼ一定となることを明らかにした.- 代表的な中靭性配管材を対象として,き裂付き配管の破壊試験,ならびに有限要素法による詳細破壊解析,参照応力法による簡易破壊解析を実施し,破壊荷重の推定に必要とされるZ係数(荷重割増し係数)を新たに策定した.クラス2,3配管の破壊荷重はクラス1配管に比べて低くなり,その結果を受けて,クラス2,3配管のZ係数は,クラス1配管を対象とした現行規格のZ係数よりも約25%大きくなることを確認した.

概要 (英文)

To achieve a rational maintenance for aged Light Water Reactor components, it is important to establish and to improve the flaw evaluation criteria. Current flaw evaluation criteria are focused on Class 1 piping with high-toughness, while flaw evaluation criteria suitable for Classes 2 or 3 piping with medium-toughness are also required from the viewpoints of in-service inspection request, reduction of operating cost, and systematization of consistent code/standard. In this study, both analytical and experimental studies were conducted to determine the allowable flaw sizes for acceptance standards as well as to investigate the unstable fracture behavior. The major results are as follows.- Using the failure assessment curve by which ductile crack initiation/propagation could be assessed, an approach to identify the allowable flaw sizes for acceptance standards was newly proposed. The approach provided comparable allowable flaw sizes with present standard for Class 1 piping. Allowable flaw sizes for Class 2 & 3 piping were then derived based on the approach, which gave almost constant flaw depth for the pipe thickness larger than 10 mm.- Cracked pipe fracture tests as well as finite element analysis and simplified fracture analysis by the reference stress method were conducted using typical moderate-toughness pipe materials. The experimental and analytical results were reduced to the Z-factor (load correction factor) to predict fracture loads of cracked pipes. Fracture loads for Class 2 & 3 piping were smaller than those for Class 1 piping, consequently Z-factors for Class 2 & 3 piping were about 25% higher than those for Class 1 piping.

報告書年度

2003

発行年月

2003/06

報告者

担当氏名所属

三浦 直樹

狛江研究所金属材料部

鹿島 光一

狛江研究所金属材料部

宮崎 克雅

(株)日立製作所 機械研究所

青池 聡

(株)日立製作所 機械研究所

久恒 眞一

(株)日立製作所 日立工場

長谷川 邦夫

(株)日立製作所 日立生産性本部

キーワード

和文英文
軽水炉配管システム Nuclear Piping System
欠陥評価 Flaw Evaluation
破壊力学 Fracture Mechanics
維持基準 Maintenance Rule
クラス2,3配管 Class 2 and 3 Piping
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