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J-GLOBAL ID：202002262741343628   整理番号：20A1994847

加圧熱衝撃事象時における原子炉圧力容器のクラッドを考慮した応力拡大係数の算出方法

Calculation procedure of stress intensity factor for a reactor pressure vessel considering cladding during pressurized thermal shock events

著者 (3件)： 廣田貴俊 (三菱重工業株式会社) ,  小川直輝 (三菱重工業株式会社) ,  阪本浩之 (三菱重工業株式会社)
資料名： 圧力技術  (Journal of High Pressure Institute of Japan)
巻： 58  号： 3  ページ： 152-160(J-STAGE)  発行年： 2020年 
JST資料番号： S0913A  ISSN： 0387-0154  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： 原子炉圧力容器はフェライト低合金鋼で作られ,温度が低下すると延性から脆性領域への転移を示す。中性子照射は,炉心を取り囲む容器のベルトライン領域における引張特性を強化し,破壊靱性を減少させる。日本電気協会コード,JEAC4206~2016は,クラッド下の半楕円亀裂(深さ10mm,長さ60mm)を仮定して,ベルトライン領域の照射脆化を考慮した加圧熱衝撃(PTS)事象に対する原子炉圧力容器健全性の評価の手順を規定する。JEAC4206-2016は,クラッドの降伏の影響を考慮して,欠陥の応力拡大係数を計算するための簡単な方法を規定する。本論文では,過剰な保守主義を減らすために,JEAC4206-2016法を用いて,クラッド下の半楕円亀裂の応力拡大係数に対する計算手順を研究した。1つのオプションは,3D有限要素解析を採用し,他のオプションは,塑性補正係数を新しく提案した相関に変えることである。(翻訳著者抄録)

シソーラス用語： *原子炉容器 ,  *亀裂 ,  楕円 ,  *脆化 ,  照射損傷 ,  健全性 ,  *応力拡大係数 ,  応力解析 ,  有限要素法 ,  解析 ,  三次元 ,  加圧熱衝撃 ,  フェライト鋼 ,  脆性破壊 ,  被覆層
準シソーラス用語： 半楕円形 ,  *照射脆化 ,  有限要素応力解析 ,  三次元解析

著者キーワード (7件)： 原子炉圧力容器 ,  照射脆化 ,  加圧熱衝撃 ,  応力拡大係数 ,  クラッディング ,  残留応力 ,  弾塑性有限要素解析

分類 (2件)： 原子炉容器  (MD04050A) ,  金属の放射線による構造と物性の変化  (BK16122N)

引用文献 (13件)：

• 1)日本電気協会,原子力規格委員会;“電気技術規程 原子力編 原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法”,JEAC4206-2016,(2016).
• 2)akamoto H., Hirota T., Ogawa N..;“Study on Evalu-ation Procedure for Calculating the Stress Intensity Factor of Flaws beneath RPV Cladding during Pres-surized Thermal Shock Events by FE Analysis”, Pro-ceeding of ASME Pressure Vessels and Piping Divi-sion Conference, paper no. 63210 (2016).
• 3)French Association for Design;“In-Service Inspection Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands”, RSE-M Appendix 5.4, pp. 21-23 (2010).
• 4)Marie, S.;“Plastic Amplification β of the Stress Intensity Factor for Underclad Defect in a Vessel Sub-mitted to a Pressurized Thermal Shock”, Proceedings of ASME Pressure Vessels and Piping Division Con-ference, paper no. 57362 (2011).
• 5)Katsuyama, J., Huang, L., Li, Y., and Onizawa, K.;“Effects of Plasticity on the Stress Intensity Factor Evaluation for Underclad Crack Under Pressurized Thermal Shock Events”, Proceedings of ASME Pres-sure Vessel and Piping Division Conference, paper no..45411 (2015).

タイトルに関連する用語 (4件)： 加圧熱衝撃 ,  原子炉圧力容器 ,  クラッド ,  応力拡大係数