高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発,2; 中間保持クリープ疲労評価法

Development of elevated temperature structural design method for fast reactor vessels, 2; Creep-fatigue evaluation method of intermediate hold type

川崎 信史 ; 加藤 章一 ; 山内 雅文*; 永江 勇二 ; 菊地 浩一*; 笠原 直人

Kawasaki, Nobuchika; Kato, Shoichi; Yamauchi, Masafumi*; Nagae, Yuji; Kikuchi, Koichi*; Kasahara, Naoto

中間保持クリープ評価法を提案するとともに、単軸中間保持クリープ疲労試験を実施し、その妥当性を検討した。保持位置をパラメータとした同一保持時間条件のクリープ疲労結果は、保持位置が低くなるほど破損サイクル数が長くなっており、保持位置の応力をベースとしたクリープ損傷評価を実施することにより、クリープ疲労破損サイクルは適切に評価可能である。本試験では、環境の影響は、疲労寿命にのみ観察され、保持に与える影響はなかった。低応力保持条件の中間保持クリープ疲労寿命予測には、クライテリアの不確定性から若干の予測精度の低下が見受けられる。この予測精度の低下は、低応力状態においても仮想的な定常応力の存在を想定することにより、設計上考慮することが可能である。

To apply commercialized fast reactor, JSFR, creep fatigue evaluation method is developing to consider holding position during creep. In general thermal transients, creep hold position is intermediate position in the strain range. To consider holding position in the evaluation method, uni-axial intermediate hold type creep fatigue tests were performed and verified the evaluation method.