報告書番号

Q14001

タイトル（和文）

原子炉容器ノズルコーナーき裂に対する破壊評価法に関する検討

タイトル（英文）

Study on Fracture Evaluation Method for Nozzle Corner Cracks in Reactor Pressure Vessel

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

日本電気協会電気技術規程JEAC4206-2007においては、原子炉容器に仮想欠陥を想定した状態で非延性破壊を防止することが要求されており、ノズル内面のコーナー部に対しても、容器胴部と同様、深さが板厚の1/4であるような仮想欠陥を想定した健全性評価が求められている。一方、米国機械学会のBoiler and Pressure Vessel Code, Section XI Appendix Gでは、ノズルコーナー部の仮想欠陥および応力拡大係数に対する詳細要件を規定することが検討されている。ノズルコーナー部は炉心領域外にあるとは言え、中性子照射が一定のレベルを超える場合には照射脆化に対する健全性評価を行うことが求められる。さらに、これら評価による破壊に対する裕度を定量的に把握しておくことは、高経年化対策ならびに運転期間延長認可制度への対応の観点から重要である。当所は中国電力株式会社からの要請を受け、原子炉容器ノズルコーナーき裂に対する破壊評価法に関する検討を実施した。現行の日本電気協会JEAC4206-2007附属書Fに規定されたノズルコーナーき裂の応力拡大係数解の近似評価式を整理するとともに、それらの技術的根拠を明らかにした。また、それ以外の応力拡大係数解を調査し、適用の可能性のある解を抽出した。また、別途実施された有限要素解析の結果を基に、各種のノズルコーナーき裂の応力拡大係数解の適用性について検討した。現行の日本電気協会JEAC4206-2007附属書Fに基づく評価が妥当であることを確認した。他の既存の解による評価を行う際には炉容器の周方向応力でなくノズルコーナー部に作用する実際の応力を用いる必要があることがわかった。抽出された解のうち、熱過渡への対処やノズルコーナー形状の考慮の点から勘案して、Fifeらの解が規格への取り込みに最も適していると考えられる。

概要 （英文）

Japan Electric Association Code, JEAC4206-2007, "Method of Verification Tests of the Fracture Toughness for Nuclear Power Plant Components," provides the prevention of the non-ductile fracture for supposed cracks in reactor pressure vessels. Structural integrity for the supposed cracks with the depth of a quarter of the thickness is required for nozzle corner as well as for cylindrical body. The quantitative estimation of the margin against fracture with a high degree of accuracy is essential as one of the countermeasures to plant life management of reactor pressure vessels. In this report, stress intensity factor solutions for nozzle corner cracks were investigated together with their technical basis. The applicability of the solutions was examined through the comparison with a finite element analysis result. It was ascertained that the present stress intensity factor solution in the JEAC code gave reasonable calculation, and the Fife's solution could be more promising for codification.

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