抄録/ポイント:
抄録/ポイント
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原子炉圧力容器健全性と寿命評価は破壊力学装置の使用に基づくが,材料容器材料データの大部分と運転中のそれらの劣化はシャルピーVノッチ衝撃試験の結果に基づいている。次に,切欠き靭性の温度依存性の遷移シフトと破壊靱性の間の経験的相関を適用した。破壊靱性実験データ解析に対する「マスター曲線」アプローチの精緻化は,原子炉圧力容器健全性評価に直接破壊靱性データを用いることを可能にした。このアプローチのより広い使用は,監視試料試験データからの適切なデータベースの欠如によって制限され,ほとんどシャルピー衝撃試験片は,Surveillance試料プログラムに含まれている。幸いにも,全てのWWER Surveillanceプログラムは,予亀裂シャルピーサイズまたはCT-0.5のいずれかの破壊靱性試験片を含む。このように,チェコ共和国,スロバキアとハンガリーで運転され,1生産者-SKODA JSだけによって製造されたWWER-440/V-213C型原子炉圧力容器のSurveillanceプログラムからの破壊靱性データのデータベースを照合し,分析した。これらの容器は,15Kh2MFAAタイプ鋼と適切な溶接金属から製造され,両方のCr-Mo-Vタイプは,有害不純物-PとCuの低い含有量であった。6×1024m-2(中性子エネルギーが0.5MeVより大きい)までのフルエンス間隔におけるデータの解析は,破壊靱性の温度依存性における転移温度シフトがシャルピー衝撃試験よりも高いことを示した。材料の化学組成とこれらのシフト依存性をフィッティングするためにいくつかの式を適用し,最終的にシャルピーシフトに対する新しい脆化Trend曲線を修正した。さらに,「マスター曲線」アプローチに基づく破壊靱性シフトのための新しい脆化Trend曲線も提案した。両傾向は,約0.6の指数を持つフルエンスに関する単純なべき乗則を用い,他の元素の効果もチェックしたにもかかわらず,リンと銅含有量に依存する。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】