報告書番号

T91014

タイトル（和文）

加圧熱衝撃事象に対する圧力容器の構造健全性評価

タイトル（英文）

STRUCTURAL INTEGRITY ASSESSMENT OF REACTOR PRESCAURE VESSEL AGAINST PRESSURIZED THERMAL SHOCK EVENT

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）では，何らかの異常により加圧器の水位および圧力が低下した場合，非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）が作動し，温度の低い冷却水が炉内に注入される。この時圧力容器には，内圧による応力と共に熱応力が作用するため，この事象は「加圧熱衝撃（ＰＴＳ）」と呼ばれ，ＰＷＲ圧力容器の構造健全性を考える上で最も重要な問題とされている。本研究では，ＰＴＳ事象に対する圧力容器の健全性評価を行うための解析コードを開発し，米国機械学会の基準作成時に用いられた解析結果との比較によって，解析コードの妥当性を検証した。また，ＰＷＲの蒸気発生器伝熱管破断時のＰＴＳ事象を想定して圧力容器の健全性解析を行ない，厳しい冷却条件下でも，我が国の炉の圧力容器は健全であることがわかった。

概要 （英文）

IN A PRESSURIZED WATER REACTOR (PWR),THE REACTOR CORE IS COOLED RAPIDLY BY THE EMERGENCY CORE COOLING SYSTEM IF AN ACCIDENT SUCH AS A PIPE RUPTURE OR CONTROL SYSTEM SIGNAL ERROR OCCURS. DURING SUCH AN EVENT,THE REACTOR PRESSURE VESSEL (RPV)IS SUBJECTED TO ALARGE THERMAL STRESS DUE TO THE TEMPERATURE GRADIENT IN THE VESSEL WALL,AS WELL AS TO A LARGE STRESS DUE TO INTERNAL PRESSURE. THUS,THIS PRESSURIZED THERMAL SHOCK (PTS)EVENT IS ONE OF THE MOST SEVERE ACCIDENTS FOR THE STRUCTURAL INTEGRITY OF PWR RPVS. IN THIS STUDY,WE DEVELOPED A FRACTURE MECHANICS ANALYSIS CODE TO ASSESS THE STRUCTURAL INTEGRITY OF THE RPV AGAINST THE PTS EVENT. THE RESULTS OF THE THIS CODE WERE COMPAREDWITH THE CALCULATIONS USED IN PREPARATION OF THE US ASME CODE TO VALIDATE THIS CODE. FINALLY,THE INTEGRITY OF A JAPANESE PWR RPV WAS ASSESSEDASSUMING A PTS EVENT IS CAUSED BY A STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE. THE RESULTS ASSURE THE RPV STRUCTURAL INTEGRIY DURING ITS OPERATION LIFE.

報告者

キーワード