並列タイトル等Systemization of "Strain Limit Requirements" of the structural design rule at elevated temperature, 2; Development of the evaluation method of ratchetting for structural discontinuities
一般注記高速炉の機器は、様々な形状を有し、圧力や地震荷重のような機械荷重だけでなく、種々の過渡熱応力が作用する。特に、応力場が多軸状態になる構造不連続部では、ラチェットに関与する応力の組合せが複雑であることから適切な評価手法が無く、従来はBree線図とシェークダウン基準を準用することにより保守的な評価を行っていた。本研究では、構造設計上最もニーズの高い原子炉容器の支持部やノズルの付け根部等の構造不連続部のラチェット評価法の開発を目的に、一定荷重が作用しない条件下で端部に繰返し熱変位を受ける円筒殻と、一定の内圧と端部に繰返し熱変位を受ける円筒殻のラチェットの発生メカニズムを検討した。その結果、構造不連続部のラチェットは、従来考えられていたメカニズムとは異なる2軸応力の相互作用で生じることがわかった。この知見をもとに、筆者が提案している2軸応力場のラチェットモデルを適用し、ラチェットの発生条件とラチェットひずみを予測する手法を開発するとともにBree線図とシェークダウン基準に変わる合理的な評価手法の提案を行った。また、提案した評価手法により(1)1次応力がほとんど無視できる条件下では、寿命中の発生頻度が1$\sim$2回程度と少ない過渡熱事象であれば、既存のシェークダウン基準に比べて許容値を2倍程度引き上げることができる。(2)1次応力として内圧による応力が作用する場合のラチェットに関しては、既存の評価法に比べ2次応力範囲の許容値を5倍程度引上げることが可能である。ことを明らかにした。
Structural components of nuclear reactors have various configurations and are subjected to not only mechanical loadings but also many types of thermal loadings. Especially stresses generated in structural discontinuities of the components are very complex. Since appropriate method to evaluate the ratchetting of structural discontinuities is not existing from the complexity, conservative evaluations are carried out by using conventional design rules such as the Bree's method and the shakedown rule. The author studied on ratchetting mechanism of a cylinder subjected to only cyclic radial deflection loading, and subjected to combined load of constant pressure and cyclic radial deflection in order to develop rational evaluation methods which can be applied to the ratchetting of structural discontinuities. It was found that the ratchetting in the cylinder occurs due to the interaction of bi-axial stresses. Using the ratchetting model for interaction of bi-axial stresses, new methods to predict the limit of ratchetting and accumulated strain in structural discontinuities were developed, and new design rules were proposed instead of conventional ones. The author obtained the following results. (1)When the primary stress is negligible small, it is allowable to about twice the stress range estimated by the conventional shakedown rule for the event which occurs once or twice in a reactor life. (2)For the ratchetting under constant pressure load, it is allowable to about five times of the secondary stress range estimated by the conventional design rule.
一次資料へのリンクURL/PNC-TN9410-96-120.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System