原子炉圧力容器の表面クラッディングにおける残留応力に対する応力フリー温度モデルの評価【JST・京大機械翻訳】

Bass B. Richard; Williams Paul T.; Dickson Terry L.; Klasky Hilda B.

文献

J-GLOBAL ID：202102244055446647 整理番号：21A1823198

原子炉圧力容器の表面クラッディングにおける残留応力に対する応力フリー温度モデルの評価【JST・京大機械翻訳】

Assessment of a Stress-Free Temperature Model for Residual Stresses in Surface Cladding of a Reactor Pressure Vessel

出版者サイト複写サービスで全文入手
高度な検索・分析はJDreamⅢで {{ this.onShowJLink("http://jdream3.com/lp/jglobal/index.html?docNo=21A1823198&from=J-GLOBAL&jstjournalNo=A0478C") }}

著者 (4件)： , , ,
資料名：
号： PVP2017 ページ： Null 発行年： 2017年
JST資料番号： A0478C 資料種別：会議録 (C)
記事区分：原著論文発行国：アメリカ合衆国 (USA) 言語：英語 (EN)

本論文は,市販の原子炉圧力容器(RPV)における既存の内部表面欠陥の開始の傾向に及ぼすクラッド残留応力の影響を説明することを意図した単純化工学モデルの進行中の研究からの更なる結果を述べた。RPVの製作中のステンレス鋼クラッディングの堆積は,クラッドの残留応力と下層の母材の熱影響部を発生した。残留応力に加えて,熱歪は,通常の運転中の温度変化による被覆と母材の微分熱膨張(DTE)によって発生する。ORNL開発FAVOR確率的破壊力学(PFM)コードで使用される簡易モデルは,応力フリー温度(SFT)アプローチを組み込むことによってクラッド残留応力を説明する。応力フリー温度(T_sフリー)では,モデルは熱歪,すなわち熱膨張応力とクラッド残留応力が互いに相殺すると仮定した。RPVに適用した通常のクールダウン過渡に対して,後者の応力の相互作用は,クラッド/ベース金属界面近くの浅い内部表面破壊欠陥に付加的亀裂駆動力を発生させる。これらの欠陥は,FAVORによって計算されたRPV故障確率を支配する傾向がある。本研究(PVP2015-45086)からの以前の報告において,有限要素解析を用いて,2つのケースのクールダウン過渡時の応力と応力拡大係数(SIF)を比較した。(1)FAVORの既存のSFTモデル,(2)RPVの室温で行った経験的(ホールドリル加工)測定から得た直接適用RPVクラッド残留応力(CRS)分布を,サービスに投入しなかった。しかし,これらの解析は,範囲に制限され,単一欠陥配向に焦点を当てた。この最新の研究では,冷却過渡を受ける円周および軸方向の欠陥方位の両方に対して計算したSIF履歴に及ぼすCRSの影響を,有限要素解析の拡張セットから決定した。特に,CRS実験データをABAQUS二次元,内部表面欠陥モデルおよびFAVOR SFTモデルによって生成された結果の間で比較した。FAVOR推奨SFT値488°Cは,ABAQUSモデルにおけるCRSプロファイルの使用に対して,SIFの保守的に高い値を生成することを示した。容器と欠陥形状および過渡現象に対して,円周欠陥(360°連続)は,CRS SIF履歴に適合するために,SFTを390°Cまで減少させた。無限軸欠陥モデルに対して,300°Cまでの減少はCRS SIF履歴と一致した。FAVORモデルに関するより一般的な結論を開発するための今後の計画を述べた。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

, , , , , , , , , , , , ,
, 【Automatic Indexing@JST】

原子炉容器 , 金属材料

, , , ,

前のページに戻る