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Investigation on the plasticity correction of stress intensity factor calculations for underclad cracks in reactor vessels

原子炉容器クラッド下亀裂に対する応力拡大係数の塑性補正に関する検討

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Lu, K.; Katsuyama, Jinya; Li, Y.

高経年化した原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価では、加圧熱衝撃事象やRPV内表面近くに亀裂を想定し、それにより求められる応力拡大係数(K値)を用いた評価が行われている。クラッド下亀裂を想定する場合、RPVの内表面には肉盛溶接された相対的に降伏応力が低いステンレス鋼のクラッドがあるため、このクラッドの塑性の影響を考慮してK値を適切に算出する必要がある。われわれはこれまでに、国内3ループPWR型軽水炉のRPVにおけるクラッド下亀裂に対する三次元有限要素解析を行い、より合理的なK値を求めることができる塑性補正法を提案した。本報告では、これまでに提案したK値の塑性補正法について、中性子照射による影響を考慮した場合及び、2ループと4ループのようにPWR型軽水炉のRPVの形状が異なる場合の適用性について検討した結果をまとめる。

When conducting structural integrity assessments for reactor pressure vessels (RPVs) subjected to pressurized thermal shock (PTS) events, the stress intensity factor (SIF) is evaluated for a postulated surface crack in the inner surface of RPVs. It is known that the cladding made of a stainless steel is a ductile material which is overlay-welded on the inner surface, therefore, the plasticity of cladding should be considered in SIF calculations for a postulated underclad crack to ensure a conservation evaluation. Recently, the authors performed three-dimensional (3D) elastic and elastic-plastic FEAs for Japanese three-loop RPVs and proposed a rational evaluation method on SIFs of underclad cracks. In this paper, further studies were conducted to discuss the applicability of the proposed plasticity correction method. The effect of neutron irradiation was considered. In addition, different Japanese RPV geometries such as two-loop and four-loop RPVs were also investigated.

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