報告書番号

281015

タイトル（和文）

原子炉配管における延性き裂の進展挙動─平板試験体解析─

タイトル（英文）

DUCTILE CRACK PROPAGATION IN REACTOR COOLANTPIPING-FLAT SPECIMEN ANALYSIS-

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

原子炉冷却系配管に生じた応力腐食割れに関しては，配管強度に及ぼす割れの効果を評価し，破損に対する強度的裕度を確認する必要がある。そのためには配管材料中における割れ伝播挙動を詳細に把握しておくことが重要である。本報告では配管構造物中における割れ伝播解析に対する予備的検討として，平板試験体における割れ伝播に関する力学的条件を検討した。すなわち１）有限要素法による二次元弾塑性解析コード“ＰＬＡＳＴＡＮ－■”を開発し，割れ進展解析結果に関してコードの検証を行った。さらに２）同コードを活用して平板試験体における割れ伝播解析を実施した。割れの安定伝播解析からは，安定伝播条件を種々の力学的パラメータ（Ｊ積分，き裂先端開口角）を用いて推定した。また割れの不安定伝播解析からは，コンプライアンスを有する系の不安定化条件を用いて，安定き裂の限界進展量を推定した。

概要 （英文）

IN RELATION TO THE INTEGRITY OF NUCLEAR PIPING SYSTEMS, IT IS IMPORTANT TO ASSESS THE MARGIN OF SAFETY IN SUCH SYSTEMS IN THE PRESENCE OF STRESS CORROSION CRACKINGS (SCC). CRACK PROPAGATION BEHAVIOR MUST BE EXAMINED IN THE DUCTILE MATERIAL SUCH AS THE TYPE 304 STAINLESS STEEL PIPE. IN THIS REPORT, 1)TWO-DIMENSIONAL ELASTIC-PLASTIC FINITE ELEMENT CODE FOR THE ANALYSIS OF CRACK EXTENSION, PLASTAN-II , IS NEWLY DEVELOPED AND VERIFIED AGAINST THE EXPERIMENTAL DATA AND 2)THE STABLE/UNSTABLE CONDITIONS OF THE CRACK EXTENSION ARE INVESTIGATED USING THE CALCULATION RESULTS WITH THIS CODE. THE FLAT SPECIMEN MODELS ARE SELECTED AS THE PRELIMINARY STUDY FOR THE PIPING STRUCTURE. STABLE CRACK GROWTH CRITERIA ARE ESTIMATED FROM THE PARAMETERS BASED ON J-INTEGRAL AND THE CRACK TIP OPENING ANGLE (CTOA).CRACK INSTABILITY IS ESTIMATED FROM THE UNSTABLE CONDITIONS OF THE TOTAL DISPLACEMENT OF THE SYSTEM WITH COMPLIANCE.

報告者

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