原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第1報 クリープ疲労強度評価法

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第1報 クリープ疲労強度評価法
• Author/Editor: 渡士 克己; 小出 昭雄; 斎藤 利之
• Author Heading: 渡士 克己; 小出 昭雄; 斎藤 利之
• Publication Date: 1986-04
• Publication Date (W3CDTF): 1986-04
• Alternative Title: Thermal transient strength test of reactor vessel model; Vol.1. Evaluation methods of creep-fatigue strength
• Periodical title: PNC TN9410 86-059
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 本報告書は、標記供試体の強度設計の評価を行うために作成した実質的なクリープ疲労強度の予測手法と、これに安全裕度を加えて作成した高速炉への適用方案とについてまとめたものである。作業方法と主要な結果は次の通りである。SUS304のクリープ疲労強度データを国内・国外の文献から広範に収集・整理した。これらのデータを用いて各種のクリープ疲労寿命評価法の定数を決定し、ついでこられの定数値を各寿命評価法に代入して元のデータに当てはめた。その結果、各寿命評価法がどの程度実際の材料の破損挙動を予測できるかがわかった。次に、これらの当てはめ精度と簡便さを考慮して3種類の評価法を選び、それらの高速炉構造設計への適用方案を作成した。これらにTTS専用基準と高速原型炉高温構造設計方針の方法を加えた5種類の評価手法について、構造物強度データを用いて検討した。得られた主要な結果は以下の通りである。(1)材料試験におけるクリープ疲労寿命を精度よく予測できるのはDiercksの式、ひずみ範囲分離法、簡易ひずみ範囲分割法、線形損傷則によるひずみ範囲分割法および周波数分離法であった。(2)周波数分離法、簡易ひずみ範囲分割法および線型損傷則によるひずみ範囲分割法の3種類の評価法の設計への適用方法を作成し、TTS専用基準と高速原型炉高温構造設計方針も含めて、構造物の強度データにて検討した結果、最終繰返し回数についてこれらの評価手法は安全側の予測を与えた。特に高速原型炉高温構造設計方針の場合の裕度が100程度であり、他の評価法の場合では2$\sim$10程度であった。; This report describes the evaluation methods of creep-fatigue strength for Reactor Vessel Model and moreover FBR design based on low-cycle fatigue material data and structual data of SUS304 steel. First1y, many creep-fatigue failure criteria were checked by a great number of material and structual data, and each evaluating accuracy was clarified. Next, the accuracy and simplicity were discussed and four methods were preferred for the design application. The main results are as follows. (1)Using material creep-fatigue data, following five methods have good agreement between tested and estimated life. Namely, Diercks's equation, Strain Range Separation Method, Simplified Strain Range Partitioning (S-SRP), Linear Strain Range Partitioning (L-SRP) and Frequency Separation (FS). (2)S-SRP, L-SRP, FS, 'TTS Design Guide' and 'MONJU Design Guide' were checked by structural creep-fatigue data. All methods had safety margin against final cycle N$_{f}$. The margins are about 100 in MONJU Design Guide, about 2 to 10 in other methods.
• Source: /PNC-TN9410-86-059.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-86-059.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.: 本報告書は、標記供試体の強度設計の評価を行うために作成した実質的なクリープ疲労強度の予測手法と、これに安全裕度を加えて作成した高速炉への適用方案とについてまとめたものである。作業方法と主要な結果は次の通りである。SUS304のクリープ疲労強度データを国内・国外の文献から広範に収集・整理した。これらの...