原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第12報 き裂の解析と評価

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第12報 き裂の解析と評価
• Author/Editor: 斉藤 利之; 渡士 克己; 今津 彰
• Author Heading: 斉藤 利之; 渡士 克己; 今津 彰
• Publication Date: 1987-02
• Publication Date (W3CDTF): 1987-02
• Alternative Title: Thermal transient test of reactor vessel model; Vol.12 Analyses of cracks under thermal transient loadings
• Periodical title: PNC TN9410 87-020
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 構造物強度確性試験施設(TTS)を用いて原子炉容器モデルの熱過渡強度試験を実施した。これまでに供試体の設計製作から強度試験、破面検査、強度評価について一連の成果を報告してきている。本報告書は原子炉容器モデルに発生した熱疲労き裂について、破壊力学的手法を用いて解析・評価を行った結果を述べたものである。き裂を有する軸対称あるいは3次元の有限要素モデルについて熱過渡荷重を負荷される場合の応力解析を実施した。破壊力学パラメータとしては応力拡大係数K、J積分及びJ積分について評価した。このため軸対称及び3次元問題における破壊力学パラメータを計算するプログラム(CANIS)を開発した。熱過渡荷重が負荷される場合には熱ひずみが板厚方向に分布し、J積分は径路独立性を失った。しかしながら、J積分の拡張であるJ積分は径路に独立であり、熱応力場の破壊力学パラメータとしてJ積分が有効であることが確認された。熱過渡下ではき裂が進展するとともに応力拡大係数範囲$\Delta$KI及びJ積分範囲$\Delta$Jは、あるき裂深さで最大値を示しその後緩やかに減少した。また構造不連続による曲げの影響を受けるき裂では、その最大値がより深い位置で発生した。さらに原子炉容器モデルに発生したいくつかのき裂についてき裂深さと$\Delta$KIあるいは$\Delta$Jの関係を示して、熱疲労き裂の進展挙動を定量的に検討した。その結果、クリープき裂進展の寄与が大きい引張最大荷重で荷重保持がある高温疲労き裂進展の材料試験結果と解析で得られたJ積分範囲$\Delta$Jの関係を用いれば、本試験で発生した熱疲労き裂の進展挙動を最も良く表した。; A thermal transient strength test was performed on a reactor vessel model utilizing the Thermal Transient Test Facility for Structures (TTS). After the test, destructive examination of a reactor vessel model was performed, and many cracking were found. It was therefore important to assess the crack propagation behaviour. In this paper, several cracks were considered generated in the reactor vessel model tested under thermal transient loadings. Axisymmetric and three-dimensional finite element analyses were carried out for cyclic thermal transient loadings. As the parameters of fracture mechanics, the stress intensity factor K, the J-integral and the j^-integral were selected. A program for calculating fracture mechanics parameters for axisymmetric and three-dimensional problem named "CANIS" has been developed. For thermal transient stress field, the J-integral was path-dependent, but the J^-integral was path-independent. It has been shown that the J^-integral instead of the J-integral is suitable parameter to assess the integrity of structures subjected to thermal transient loadings. The distribution of K and J^-integral with different crack depthes were obtained. It has been made clear that K and J^-integral at a certain crack depth take the maximum values, and after that they decrease gradually with crack depth. Calculated j^-integral and Paris' law formulated from domestic material data were used for the evaluation of cycles to final crack depthes shown in the test. It has been shown that crack propagation rate calculated based on load controlled condition is closest to the observed crack propagation.
• Source: /PNC-TN9410-87-020.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-87-020.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 構造物強度確性試験施設(TTS)を用いて原子炉容器モデルの熱過渡強度試験を実施した。これまでに供試体の設計製作から強度試験、破面検査、強度評価について一連の成果を報告してきている。本報告書は原子炉容器モデルに発生した熱疲労き裂について、破壊力学的手法を用いて解析・評価を行った結果を述べたものである。...