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
T02001
タイトル(和文)
軽水炉第3,4種管の欠陥評価法の開発 --その2 中靭性配管に対する欠陥評価手法の適用性の拡張--
タイトル(英文)
Development of Flaw Evaluation Criteria for Class 2 and Class 3 Light Water Reactor Piping-Part II: Expansion of Applicability 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)
軽水炉プラントにおいて検出された欠陥を評価するための手法を確立し,その高度化を図ることは,経年炉の合理的な維持管理を進める上で重要な課題である.現行の欠陥評価基準は,高い靭性を有する第1種管を対象としたものであるが,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,第3種,第4種管といった中靭性配管に対する欠陥評価法を確立することが急務とされている.本研究では,我が国の軽水炉プラントに供用される代表的な中靭性配管材を対象として,評価不要欠陥寸法を評価するための手法,ならびに不安定破壊条件を評価するための手法に関する解析的,実験的な検討を実施した.得られた成果は以下の通りである.これまでに開発した評価不要欠陥寸法を決定するための手法をベースに,材料特性の影響,検査時の欠陥検出能力などを勘案して,第3,4種管に対する評価不要欠陥寸法を定める手順を具体的に提案した.同手順により定められる評価不要欠陥に対し疲労き裂進展解析を行い,有意なき裂進展が無いことを確認した.破壊荷重の推定に必要とされるZ係数(荷重割増し係数)の評価法を決めるため,破壊試験ならびに破壊解析を実施した.破壊荷重は靭性の影響を受けて,第1種管に比べて低下する傾向にあり,第1種管を対象とした現行の破壊荷重推定法が適用できない場合のあることを明らかにした.
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 stable/unstable fracture behavior. The major results are as follows.- Based on the developed concept in this study using the failure assessment curve, allowable flaw sizes for acceptance standard suitable for Classes 2 and 3 piping were provided. The effect of tensile properties as well as the detect ability of flaw sizes at in-service inspection were taken into account. It was also confirmed that the fatigue crack growth for cracks with allowable flaw size was negligible during operation period.- Both cracked pipe fracture tests and fracture analyses were conducted using a typical moderate-toughness pipe material. Fracture occurred in accordance with the elastic-plastic fracture. It was ascertained that the present Z-factor for Class 1 piping could not predict conservative fracture loads for the moderate-toughness pipe.
報告書年度
2002
発行年月
2002/05
報告者
担当 | 氏名 | 所属 |
---|---|---|
主 |
三浦 直樹 |
狛江研究所金属材料部 |
共 |
鹿島 光一 |
狛江研究所金属材料部 |
共 |
宮崎 克雅 |
(株)日立製作所 機械研究所 |
共 |
久恒 眞一 |
(株)日立製作所 原子力事業部 |
共 |
長谷川 邦夫 |
(株)日立製作所 原子力事業部 |
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 |
ASME基準 | ASME Code |