肉盛溶接クラッド部に着目した原子炉圧力容器の構造健全性評価

Structural integrity assessment of reactor pressure vessel focusing on weld-overlay cladding

西川 弘之*; 小坂部 和也*; 後藤 伸寿*; 鈴木 広一*; 勝山 仁哉  ; 鬼沢 邦雄 

Nishikawa, Hiroyuki*; Osakabe, Kazuya*; Goto, Nobuhisa*; Suzuki, Hirokazu*; Katsuyama, Jinya; Onizawa, Kunio

原子炉圧力容器の内表面には、耐食性向上のため厚さ5mm程度のステンレス鋼のクラッドが肉盛溶接されている。肉盛溶接により、容器内表面近傍には降伏応力に近い引張の溶接残留応力が生じる。しかし、現行の健全性評価に関する規程には、クラッドに関する記述がなされていない。このため、クラッドの残留応力が原子炉圧力容器の構造健全性に影響を評価した。すなわち、加圧熱衝撃時における原子炉圧力容器の健全性を適切に確認するため、クラッドの肉盛溶接を考慮したうえで溶接残留応力を把握し、健全性に及ぼす影響を定量的に評価した。本稿では、有限要素法による原子炉圧力容器内面クラッドの溶接残留応力解析手法及び仮想欠陥を考慮した破壊力学解析手法を紹介する。

Stainless steel with 5 mm thickness is weld-overlay cladded on the inner surface reactor pressure vessels for protecting the vessel walls against the corrosion. Residual stress which corresponds to yield stress is generated near the cladding layer due to the weld-overlay cladding. However, there is no specific provision in the codes related to the cladding. Therefore, in order to confirm how the residual stress affects on the structural integrity of RPVs during pressurize thermal shock events, we evaluate the residual stress caused by the weld-overlay cladding and effects of the stress on the structural integrity. In this paper, the analysis method of welding residual stress of RPVs using finite element method and that of fracture mechanics considering postulated crack are introduced.