原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第5報 伝熱・応力解析と強度評価

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第5報 伝熱・応力解析と強度評価
• Author/Editor: 小出 昭雄; 渡士 克己; 斎藤 利之; 中西 征二
• Author Heading: 小出 昭雄; 渡士 克己; 斎藤 利之; 中西 征二
• Publication Date: 1986-07
• Publication Date (W3CDTF): 1986-07
• Alternative Title: Thermal transient strength test of reactor vessel model; Vol.5 Heat transfer-stress analysis and damage evaluation
• Periodical title: PNC TN9410 86-076
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 構造物強度確性試験施設を用いて原子炉容器供試体の熱過渡強度試験を実施した。供試体の設計製作から強度試験、破面検査、強度評価等について12報に及ぶ一連の報告書を作成中である。本報告書は供試体解析モデルについて熱伝導解析、弾性応力解析を実施し、その結果を用いて高温構造設計方針に基くクリープ疲労損傷評価を行った結果を述べている。解析モデルとしては、供試体全体を軸対称体としてモデル化した全体モデルと、全体モデルで模擬できない非軸対称部及び溶接部を詳細にモデル化した部分モデルを用いた。熱伝導解析では、供試体内表面の熱電対出力を熱過渡条件とした。その結果、供試体外表面の温度応答は、外表面に取付けられた熱電対出力とほぼ一致していた。弾性応力解析結果と発生したき裂の状況とを比較すると、評価ラインの内側の最大応力成分が軸方向である場合には周方向に、周方向である場合には軸方向にき裂が生じている箇所が多く、応力成分の大小関係とき裂の方向はよく対応していた。以上の解析結果を用いて行った『高速原型炉第一種機器の高温構造設計方針』によるクリープ疲労損傷評価では、母材部の裕度は約200であることがわかった。サーマルライナーで覆われた供試体の一般胴部の熱過渡は、ライナーが無い場合に比べて初期(熱過渡開始後100秒程度)の温度変化速度が6$\sim$7割に押さえられる。当該部は温度変化速度が4$^{\circ}C$/secで、$\Delta$T=350$^{\circ}C$程度のナトリウム温度変化があり、くり返し数1000回でのクリープ疲労損傷値が約65であったが、ライナーの継ぎ目以外の一般胴部にはき裂が認められなかった。又、狭開先TIG溶接部の裕度は約120であった。SMAW溶接部については内外面仕上げた肉厚溶接部について裕度は狭開先TIG溶接部を下回った。スタッドボルトの完全溶け込み隅肉溶接部の裕度は約170であった。; This report describes the heat transfer and elastic stress analysis of a reactor vessel model subjected to severe cyclic thermal loading between 250$^{\circ}$C and 600$^{\circ}$C, and also its creep-fatigue damage evaluation based on elastic stress analysis of 'MONJU DESIGN GUIDE' (so called BDS : Basic Design Standard). After the test, destructive examinations of a reactor vessel model were performed, and many cracking were found. Though the predictions of structual integrity was difficult, we attemped to compare between creep-fatigue damage (BDS) and destructive examinations. The results demonstrate that this creep-fatigue damage (BDS) was conservative and the following results were obtained. (1)Creep-fatigue failure criteion described in the Guide has a margin of about 200 for Type 304 base metal and about 120 for TIG weldments. (2)In the case of SMAW weldments, the margin is about 100 for 40mm thick ring with grinding, but about 50 for 6 inches 4.3mm thick piping without grinding. (3)Thermal liner structures well prevent crack initiation of inner surface of vessel. Creep-fatigue damage of those portions are about 65. (4)There are cracking at stud bolt roots of thermal liner. That portions (perfect fillet weldment) are evaluated to have a margin of about 170.
• Source: /PNC-TN9410-86-076.pdf/ comment：fulltext; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-86-076.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を用いて原子炉容器供試体の熱過渡強度試験を実施した。供試体の設計製作から強度試験、破面検査、強度評価等について12報に及ぶ一連の報告書を作成中である。本報告書は供試体解析モデルについて熱伝導解析、弾性応力解析を実施し、その結果を用いて高温構造設計方針に基くクリープ疲労損傷評価を...