原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第11報,試運転用供試体の熱過渡強度試験

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第11報,試運転用供試体の熱過渡強度試験
• 著者・編者: 渡士 克己; 金沢 誠一; 梅田 壽夫
• 著者標目: 渡士 克己; 金沢 誠一; 梅田 壽夫
• 出版年月日等: 1986-08
• 出版年（W3CDTF）: 1986-08
• 並列タイトル等: Thermal transient strength test of reactor vessel model; Preliminary thermal transient strength test of thick-walled vessel
• タイトル（掲載誌）: PNC TN9410 86-091
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 本報告は構造物強度確性試験施設(TTS)の試運転で用いた供試体について、熱過渡強度試験、き裂の検査、伝熱弾性解析とTTS設計基準並びに「高速原型炉第1種機器の高温構造設計方針」(以下「設計方針」という)によるクリープ疲労損傷の評価結果についてまとめたものである。供試体は約10,000時間の熱時効を受けたSUS304製板材から製作した、高さ3,080㎜、外径1,000㎜、肉厚50㎜のまゆ型容器である。本供試体を用いた熱過渡試験の目的は、(1)建設の終了したTTSの試験能力の確認と、(2)世界初の厚肉容器の熱過渡によるクリープ疲労強度データを得て、TTSで試運転の次に実施する原子炉容器モデル供試体の構造強度設計に反映することである。TTSは試運転期間中に試験施設の初期トラブルを克服し、211サイクルの熱過渡を試運転用供試体に負荷し、50㎜板厚の胴縦溶接部、ラグ隅肉溶接部、ノズル及び胴部母材にき裂を生じさせる試験を行うことができた。伝熱弾性応力解析を実施し、解析にて得られた応力とき裂の検査結果を用いてTTS基準にてクリープ疲労損傷を評価した結果、50㎜程度の厚肉部にき裂の生じる供試体を設計するには、クリープ疲労損傷を2程度にすれば良いことがわかった。試運転用供試体はFBR用機器とは材料仕様も製作グレードも異るが、本破損データにて「設計方針」における長期一次応力が低い場合のクリープ疲労損傷の評価方法を検討した結果、その安全裕度が約40以上であることがわかった。; This report discribes the results of thermal transient strength test on the preliminary model using "Thermal Transient Test Facility for Structures" (TTS), and also contains observed crackings, heat-transfer and elastic stress analyses, and the evaluation of the creep-fatigue damage estimation methods based on TTS design standard and "MONJU DESIGN GUIDE". The objectives of this test is, (1) to confirm the TTS testing capacity and (2) to get creep-fatigue failure data on a thick-walled vessel under thermal loadings, and (3) to reflect the experiences on the planning of the next test model, a reactor vessel model. TTS overcame a various kinds of initial troubles during the trial test, and succeeded in imposing 211 cycles of the thermal transient on the preliminary testing model, and getting failure data at 50mm thick vertical weldments, the nozzle and so on. The results are as follows: (1)To get failure data, creep-fatigue damage must be about 2 based on TTS design standard. (2)"MONJU DESIGN GUiDE" seems to have 40 or more safety margin for creep-fatigue failure, when damages are evaluated based on elastic stress analysis.
• 一次資料へのリンクURL: /PNC-TN9410-86-091.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-86-091.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 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）; https://irdb.nii.ac.jp
• 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

• 要約等: 本報告は構造物強度確性試験施設(TTS)の試運転で用いた供試体について、熱過渡強度試験、き裂の検査、伝熱弾性解析とTTS設計基準並びに「高速原型炉第1種機器の高温構造設計方針」(以下「設計方針」という)によるクリープ疲労損傷の評価結果についてまとめたものである。供試体は約10,000時間の熱時効を受...