報告書番号

279010

タイトル（和文）

応力腐食割れを有する原子炉配管の強度評価（第２報）

タイトル（英文）

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

近年ＢＷＲ原子炉の一次冷却系Ｔｙｐｅ３０４ステンレス配管において，応力腐食割れ（ＳＣＣ）と見なされる微細な割れが検出されている。配管の信頼性を確保する上で，この種の割れが配管強度に及ぼす効果を検討することが重要である。本報告では，（１）腐食環境下におけるＳＣＣ進展挙動を検討し，ＳＣＣによって配管が貫通するに到る時間を推定した。また（２）き裂先端近傍の弾塑性応力状態を把握し，（３）き裂先端部の塑性域長さ，断面応力，き裂先端歪及びき裂先端開口変位等に関する既存の破壊条件を用いて，き裂進展に対する限界作用応力，限界き裂寸法を推定し，（４）通常時の供用負荷条件下における内圧や熱応力に関し，配管破損に及ぼすき裂の効果を検討した。

概要 （英文）

報告者

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