原子炉圧力容器破壊評価における拘束効果に関する解析的検討

Analytical study on the constraint effect on structural integrity assessment of reactor pressure vessel

高見澤 悠 ; 勝山 仁哉  ; 山口 義仁 ; 西山 裕孝 ; 鬼沢 邦雄 

Takamizawa, Hisashi; Katsuyama, Jinya; Yamaguchi, Yoshihito; Nishiyama, Yutaka; Onizawa, Kunio

原子炉圧力容器の健全性評価において、実機の原子炉圧力容器で想定される10mm程度の浅いき裂ではき裂先端の拘束が小さく、試験片よりも破壊に対する裕度があると考えられており、その保守性の明確化が重要な課題となっている。本研究では、ローカルアプローチに基づき、原子炉圧力容器内表面半楕円き裂に対応し、例えば最深点のみの領域におけるワイブル応力を算出可能な手法を整備した。また、コンパクトテンション型破壊靭性試験片及び内表面に半楕円き裂を有する原子炉圧力容器について、弾塑性解析を実行可能なモデルを作成し、有限要素解析を行った。その結果、浅い表面欠陥を想定した原子炉圧力容器による健全性評価には、破壊靭性試験片による評価と比較して、ある一定の保守性があることを明らかにした。

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