Crack growth evaluation for cracked carbon and stainless steel pipes under large seismic cyclic loading

ステンレス鋼管及び炭素鋼管における地震時き裂進展評価

山口 義仁 ; 勝山 仁哉  ; Li, Y. ; 鬼沢 邦雄 

Yamaguchi, Yoshihito; Katsuyama, Jinya; Li, Y.; Onizawa, Kunio

日本の幾つかの原子力発電所は、従来の設計基準地震動を超えるような大きな地震を経験している。これに加え、長期運転に伴い、配管系において亀裂の存在が確認されている。これらより、亀裂を有する配管における地震時亀裂進展評価手法を確立することは、非常に重要である。設計基準地震動を超えるような地震による地震応答荷重は、ランダムな繰返し荷重波形であるとともに、小規模降伏条件を超える可能性があるため、従来の亀裂進展評価手法による評価ができない。著者らは、これまでに、小型試験片を用いた亀裂進展試験を通して、設計基準地震動を超えるような地震による地震応答荷重に対応した亀裂進展評価手法を提案してきた。小型試験片と配管とでは形状や負荷形態が異なるため、提案手法の配管への適用性を確認する必要がある。そこで、本研究では、周方向貫通亀裂を有するステンレス鋼及び炭素鋼配管に模擬地震応答荷重を負荷する亀裂進展試験を実施した。その結果として、亀裂進展量に関する試験結果と提案手法による評価結果が材料によらずによく一致したことから、提案手法の配管への適用性が確認できた。

Japanese nuclear power plants have recently experienced several large earthquakes beyond the previous design basis ground motion. In addition, cracks resulting from long-term operation have been detected in piping lines. Therefore, it is very important to establish a crack growth evaluation method for cracked pipes that are subjected to large seismic cyclic response loading. In our previous study, we proposed an evaluation method for crack growth during large earthquakes through experimental study using small specimens. In the present study, crack growth tests were conducted on pipes with a circumferential through-wall crack, considering large seismic cyclic response loading with complex wave forms. The predicted crack growth values are in good agreement with the experimental results for both stainless and carbon steel pipe specimens and the applicability of the proposed method was confirmed.