原子炉圧力容器鋼のき裂伝播停止破壊靭性に関する評価

Evaluation of brittle crack arrest toughness of reactor pressure vessel steels

飛田 徹; 大津 拓与*; 高見澤 悠 ; 西山 裕孝 

Tobita, Toru; Otsu, Takuyo*; Takamizawa, Hisashi; Nishiyama, Yutaka

加圧熱衝撃事象において、原子炉圧力容器の内面に想定した欠陥から非延性き裂が発生しても、き裂が容器の板厚を貫通するまでに停止する可能性がある。本報告では、機械的特性の異なる3種の原子炉圧力容器鋼を用いたき裂伝播停止破壊靭性(K)試験を行い、Kの温度依存性が静的破壊靭性と同様にマスターカーブに従うことを確認した。さらに、き裂伝播停止破壊靭性と計装シャルピー試験におけるき裂進展停止時衝撃力との相関について検討を行った。

When the reactor pressure vessel has been subjected to the pressurized thermal shock event, even if an non-ductile crack occurs from the postulated defect at the inner surface of the reactor pressure vessel, the crack may stop before penetrates the vessel wall. In this report, crack-arrest fracture toughness (K) tests were performed on the three types of reactor pressure vessel steels with different mechanical properties. It was confirmed that the temperature dependency of K follows the Master Curve as well as static fracture toughness. In addition, we examined the correlation between the crack-arrest fracture toughness and crack arrest force of instrumentation Charpy test.