Effects of plasticity on the stress intensity factor evaluation for underclad crack under pressurized thermal shock events

加圧熱衝撃時のクラッド下き裂に対する応力拡大係数評価に及ぼす塑性の影響

勝山 仁哉  ; Huang, L.; Li, Y. ; 鬼沢 邦雄 

Katsuyama, Jinya; Huang, L.; Li, Y.; Onizawa, Kunio

加圧熱衝撃(PTS)時の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価においては、RPV内面にクラッド下き裂を想定して非延性破壊の駆動力である応力拡大係数の評価が行われる。RPV内面には、RPVを腐食から守るためステンレス鋼のクラッドが肉盛溶接されている。クラッドは延性材料であるため、応力拡大係数を評価する場合には、その塑性の影響を考慮する必要がある。フランスにおいて、その塑性の影響を考慮した応力拡大係数評価法が整備されている。本研究では、PTS時のクラッド下き裂に対する応力拡大係数評価法について検討を行うため、異なる形状のクラッド下き裂を導入した三次元モデルを用いて、荷重としてPTS時の過渡または内圧を与えた有限要素法に基づく弾性及び弾塑性解析を行った。この詳細解析の結果を基に、応力拡大係数評価に及ぼす塑性の影響を明らかにするとともに、フランスの評価法の保守性を示した。

When the structural integrity of reactor pressure vessel (RPV) under pressurized thermal shock (PTS) events is assessed, an underclad crack is postulated at the inner surface of RPV and the stress intensity factor (SIF) is evaluated for this crack. On the inner surface of RPV, cladding of stainless steel is overlay-welded as a means for corrosion protection. Because the cladding is a ductile material, it is important to evaluate the SIF considering the plasticity of cladding. A SIF evaluation method considering the effect of plasticity has been established in France. In this study, we examined the SIF evaluation method for underclad cracks during PTS transients. The elastic and elastic-plastic analyses based on the finite element method considering PTS events and inner pressure were performed using three-dimensional models including an underclad semi-elliptical crack with different geometry. We showed the conservativeness of plastic correction method based on the analysis results.