原子炉容器モデル熱過渡強化試験; 第6報 非弾性解析と強度評価

Thermal transient strength test of reactor vessel model; Vol.6 Inelastic analysis and damage evaluation

渡士 克己; 近内 章一*; 小出 昭雄*; 今津 彰

not registered; not registered; not registered; Imazu, Akira

繰返し熱過渡荷重を受ける構造物のクリープ疲労強度の評価を非弾性解析結果を用いて実施し、非弾性解析を応力・ひずみ挙動の予測に留めずに強度評価にまで適用する手法を検討する。構造物強度確性試験で熱過渡試験を実施してクリープ疲労強度データの得られている原子炉容器モデルを、種々の非弾性解析手法および損傷評価手法にて解析・評価することによる。下記の結果を得た。1.原子炉第1種機器の高温構造設計方針における弾性解析によるひずみ範囲の評価法は、非弾性解析にて算出したひずみ範囲の2倍以上大きめのひずみ範囲を与える。2.非弾性解析結果のみに基づいて強度を評価すると危険側の予測寿命を与えることがある。3.強度評価法を検討し、裕度10以上を与える手法を示した。4.この手法は弾性解析による場合と比較して母材に対して10、溶接部に対して2の裕度を合理化している。5.今後必要な研究開発項目を示した。非弾性解析を応力・ひずみ挙動の予測に留めずにクリープ疲労強度評価に適用して、構造健全性に対する安全裕度を合理化する一方法を示した。本法の信頼性を上げるには、良く現象を見極めた一連の研究開発が今後必要である。

This report describes the inelastic analysis and creep-fatigue damage evaluation of a reactor vessel model subjected to severe cyclic thermal transient loadings between 250C and 600C. The object of this study is to present the prospect of damage evaluation method based on inelastic analysis. Many analytical results and evaluated results of the reactor vessel model are presented here, and discussed focusing on the application of inelastic analytical results to the design usage. The results are as follows: (1)Elastically evaluated strain ranges are more than two times larger than inelastically evaluated strain ranges. (2)Creep-fatigue damage directly evaluated from inelastic analysis showed that in some cases there was no safety margin. (3)A new method, including safety margin more than ten against creep-fatigue failure, is presented. (4)By this method, the safety margin could be rationally reduced compared with the current method based on elastic analysis.