Subcommittee for Organizing Question and Answer of ... 疲労に関する重要知識...

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原子力研究委員会 FQA小委員会疲労に関する重要知識

1

Subcommittee for Organizing Question and Answer of Fatigue Knowledge

原子力に関する疲労と原子力発電プラントの維持規格の概要

日立製作所日立研究所

岩松史則西川嗣彬

この資料は，（一社）日本溶接協会原子力研究委員会 FQA小委員会における講演資料を掲載したものです．この資料を引用するにあたっては，下記を明記してください．

（一社）日本溶接協会原子力研究委員会 FQA小委員会ナレッジプラットフォーム公開資料(2015年）：「原子力に関する疲労と原子力発電プラントの維持規格の概要」日立製作所日立研究所岩松史則西川嗣彬

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目次

1. 原子力に関する疲労

1.1 原子力プラントと国内の原子力発電所の運転年数

1.2 国内の原子力発電プラントの疲労事例

1.3 原子力機器の疲労に関する設計

1.4 疲労評価に関する国内外の動向

1.5 まとめ

2. 原子力発電プラントの維持規格の概要

2.1 維持規格とは

2.2 維持に関する基準

2.3 ASMEにおける最新動向

2.4 まとめ


目次






1.5 まとめ





2.4 まとめ


軽水炉のタイプ

■沸騰水型原子炉（BWR：Boiling Water Reactor）

■加圧水型原子炉（PWR：Pressurized Water Reactor）

http://www.pi.hitachi.co.jp/Div/power/moreinfo/s_power/waterway/index.htmlより

原子炉の中で蒸気を発生させ，

蒸気を直接タービンに送る方式

原子炉で発生した熱湯を蒸気発生器に送り，熱湯を熱源として蒸気を発生させ，蒸気をタービンに送る方式


ABWRの原子炉

http://www.hitachi-hgne.co.jp/nuclear/product/abwr/reactor/index.htmlより

□改良型沸騰水型軽水炉（ABWR： Advanced Boiling Water Reactor)

■ 寸法

‐ 高さ約21m

‐ 内径約7m

‐ 厚さ約170mm

■ 荷重

‐ 内圧（7.2 Mpa）

‐ 地震荷重（耐震基準考慮要）

■ 環境

‐ 高温蒸気下（約287℃（出口））

‐ 放射線下（中性子による材料劣化）


主な原子力機器構造物（ABWR）

http://www.hitachi-hgne.co.jp/nuclear/product/abwr/reactor/p_vessel/index.htmlより

原子炉圧力容器http://www.hitachi-hgne.co.jp/nuclear/product/abwrより

炉心シュラウド（直径約5.5m、高さ約7m）

主蒸気配管

http://www.hitachi-hgne.co.jp/nuclear/product/abwr/reactor/structure/index.htmlより

気水分離器蒸気乾燥器（直径約6m、高さ約5m）

http://www.hitachi-hgne.co.jp/nuclear/product/abwr/turbine/s_heat/index.htmlより


事業者 1960’s 1970’s 1980’s 1990’s 2000’s 2010’s －

日本原電

東北電力

東京電力

北陸電力

中部電力

中国電力

▽国内初の商用運転開始(1966) ▽廃炉(1999)東海

東海第２敦賀1

女川1女川2

女川3

福島第1-1 ▽廃炉(2012)

福島1-5福島1-6

福島2-1福島2-2

福島2-3福島2-4

柏崎刈羽1柏崎刈羽2

柏崎刈羽3柏崎刈羽4

柏崎刈羽5柏崎刈羽6(ABWR)

柏崎刈羽7(ABWR)

志賀1

志賀2(ABWR)

浜岡1▽廃炉(2009)

福島1-2 △

▽福島1-4

▽浜岡2

浜岡3浜岡4

浜岡5(ABWR)

島根1

島根2

国内の原子力発電所(BWR)

現在

東通1

福島1-3 ▽

敦賀2


事業者 1960’s 1970’s 1980’s 1990’s 2000’s 2010’s -

北海道電力

関西電力

四国電力

九州電力

JAEA

泊1

美浜1

高浜1

伊方1

玄海1

泊2泊3

美浜2

美浜3

高浜2

高浜3

高浜4

大飯1

大飯2

大飯3

大飯4

伊方2

伊方3

玄海2

玄海3

玄海4

川内1

川内2

現在

国内の原子力発電所(PWR、FBR)

もんじゅ(FBR)


10年後、運転40年以上となるプラントが約1/3

原子力発電所の運転年数

40年以上, 8%

30年-39年, 28%

20年-29年,

42%

10年-19年,

14%

0年-9年, 8%


目次






1.5 まとめ





2.4 まとめ


BWR, 108PWR, 103

GCR, 15

国内での疲労損傷事例の件数(1966-2014)

■原子力安全推進協会のデータベース「NUCIA」を対象に調査

疲労損傷事例数の推移

初期の時代を除き、PWRとBWRの事例数は、合計でも年代別でもほぼ同じ

疲労損傷事例の件数※

■「全文」＋「疲労」で検索。401件ヒットのうち、226件が該当

0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

1966- 1970- 1980- 1990- 2000- 2010-

件数

年代

BWR

PWR

GCR

合計


- 機械振動とFIVが損傷モードの約70％を占める

- 損傷モードの順序はどの年代もほぼ同じ- 低サイクル疲労は最近報告なし

損傷モード損傷モードの推移

0

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

1966- 1970- 1980- 1990- 2000- 2010-

件数

年代

機械振動 FIV

圧力変動熱疲労

低サイクル疲労その他

機械振動, 97

FIV, 60

圧力変動, 31

熱疲労, 22

低サイクル

疲労, 5その他, 11

損傷モード別件数

※共振を含む

※

※


- 75％が配管、ポンプ、弁/弁棒、熱交/冷却器

- 初期の時代を除き、機器同士の割合はほぼ同一

機器機器の推移

0

5

10

15

20

25

30

35

40

1966- 1970- 1980- 1990- 2000- 2010-

件数

年代

配管

ポンプ

弁･弁棒

熱交･冷却器

機器別件数

配管, 82

ポンプ, 31弁･弁棒, 27

熱交･冷却器, 25

タービン, 15

ノズル, 10

蒸気乾燥器, 8

排気塔･ダクト, 7 ケーブル, 4

ベローズ, 3発電機, 1 その他, 13


溶接止端部形状や溶接欠陥等により、溶接部で圧倒的に発生

発生部位の推移

0

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

1966- 1970- 1980- 1990- 2000- 2010-

件数

年代

溶接部管軸･軸受け羽根コーナ部棒･ピンその他

溶接部, 93

管, 33

軸･軸受け, 15

羽根, 12

コーナ部, 10

棒･ピン, 9

その他, 54

発生部位別件数

発生部位


疲労損傷事例（非常用復水器系配管 1993）

‐ 事象：差圧検出用取出し配管のすみ肉溶接部に割れ、漏えい‐ 原因：再循環ポンプの振動（羽枚数×回転数成分）により配管が

共振したことによる高サイクル疲労‐ 対策：凝縮槽の撤去や突合せ継手への変更により共振を回避

※旧JNESﾎｰﾑﾍﾟｰｼﾞより

損傷箇所


疲労損傷事例（再製熱交換器 1999）

損傷箇所

長周期の変形短周期の変形 ※旧JNESﾎｰﾑﾍﾟｰｼﾞより

‐ 事象：再製熱交換機連絡配管から一次冷却材が漏えい（約51m3）‐ 原因：高低温水混合による高サイクル熱疲労が発生‐ 対策：損傷防止対策を施した熱交換器への取替え‐ 他の事例と合わせて，日本機械学会「配管の高サイクル熱疲労に

関する評価指針」(JSME S 017)がまとめられた


目次






1.5 まとめ





2.4 まとめ


- 解析に基づく設計(Design by Analysis)- 重要度に応じて適切な裕度を見込んだ上で、設計疲労線図を用いて疲労寿命評価

原子力機器の疲労に関する設計

■原子力機器･構造物の設計に関する規格

日本： (社)日本機械学会「発電用原子力設備規格設計･建設規格 (JSME S NC1)」(以下、「設計･建設規格」という)

米国： ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sec. III Rules for Construction of Nuclear Facility Components


「設計･建設規格」の設計疲労線図(1/2)

※1 データのばらつきで2、寸法効果で2.5、表面仕上げや環境などで4としたこれらの積2×2.5×4=20 (解釈の一例)

※2 表面仕上げ、寸法、材料のばらつき、環境(腐食を除く)、組立て時の残留応力の影響で15%ずつ低下するとして、1.155≒2 (解釈の一例)

■設計疲労線図の設定

設計疲労線図

1/20

1/2

最適疲労曲線

降伏応力平均応力による補正

ピー

ク応

力強

さ(M

Pa)

許容繰返し回数

最適疲労曲線に対し、寿命で1/20※1、応力で1/2※2の裕度を考慮した曲線の保守的な方を滑らかに結び設計疲労線図を規定


「設計･建設規格」の設計疲労線図(2/2)

図炭素鋼、低合金鋼および高張力鋼の設計疲労線図

図オーステナイト系ステンレス鋼、高ニッケル合金の設計疲労線図(430℃以下)

(a)繰返しピーク応力強さが194MPa以上

106回まで規定

(b)繰返しピーク応力強さが194MPa以下

弾性解析結果と比較するため、縦軸は仮想弾性応力振幅

1011回まで規定

101回から規定･溶接線から板厚の3倍以内/以上

･弾性/非弾性解析･平均応力補正有/無

など

370℃以下

Su：最小引張強さ


= + +

断面内応力分布

応力

膜応力曲げ応力ピーク応力

応力の分類

- 一次応力：荷重制御型の応力（膜応力；Pm，曲げ応力；Pb）- 二次応力：自己拘束により発生する変位制御型の応力- ピーク応力：応力集中による成分；疲労評価で重要

破損ﾓｰﾄﾞに応じて各応力を制限

断面に生じる応力の分類


応力の分類一次応力：Pm、PL、Pb 二次応力：Q ピーク応力：F

荷重の区分荷重制御型応力変位制御型応力応力集中、局部熱応力

代表例

破損様式での考慮

･延性破壊･過大変形

○一般膜応力：Pm

局部膜応力：PL

曲げ応力：Pb

ーー

･塑性ひずみｻｲｸﾙの防止

･進行性変形

○局部膜応力：PL

曲げ応力：Pb

○二次応力：Q

ー

･疲労破損の防止

○局部膜応力：PL

曲げ応力：Pb

○二次応力：Q

○ピーク応力：F

Pm

内圧

Q

F

応力の分類と破損様式との関連


崩壊限界

0 1/3 2/3 1.00

0.5

(Pm+P

b)/S

y

1.5

1.0

設計範囲

矩形断面形状の崩壊限界塑性崩壊状態（膜+曲げ応力）

5/3

zt/2

-t/2

Sy

- Sy

延性破壊，過大変形の防止の評価

Pm/Sy

一次応力の制限により塑性崩壊を防止- 一次一般膜応力 Pm < Sm (= 2/3Sy)

- 一次膜応力＋一次曲げ応力 Pm+Pb < 1.5Sm (=Sy)

zt/2

-t/2

Sy

- Sy


塑性ひずみサイクルの防止

Sy < Smax < 2Sy Smax > 2Sy

2Sy

max

Sy

-Sy

応力

ひずみ

Smax

0

弾性変形サイクル塑性ひずみサイクル

ymax

Sy

-Sy

応力

ひずみ

Smax

0

2Sy

一次+二次応力の制限により塑性ひずみサイクルを防止- 一次+二次応力 Pm+Pb+Q<3Sm (=2Sy)- 3Smを越える場合，簡易弾塑性評価（クラス1容器）


(1)使用材料に適合する設計疲労線図を選択

(2)想定される事象別に弾性応力解析を行い、発生応力を算出

(3)上記(2)で求めた発生応力から繰返しピーク応力強さ（一次+二次+ピーク応力）とその繰返し数を算出

(4)繰返しピーク応力強さSa1、Sa2、Sa3‥に対応する許容繰返し数N1、N2、N3‥を設計疲労線図から決定

(5)U1＝n1/N1，U2＝n2/N2,‥を求め、マイナー則に基づき疲労累積係数UFが1以下か確認

疲労評価の手順


(社)日本機械学会「配管内円柱構造物の流力振動評価指針」(JSME S 012) (絶版)

(社)日本機械学会「発電用原子力設備規格環境疲労評価手法」 (JSME S NF-1)

(社)日本機械学会「配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針」(JSME S 017)

その他の疲労評価に関する規格･指針

■原子力機器･構造物の高経年化

■配管の高サイクル熱疲労

■配管内の計測用構造物


目次






1.5 まとめ





2.4 まとめ


‐ 応力で2、寿命で12を係数とした大気中の疲労線図を提示

国外の設計疲労線図に関する動向

■US-NRCがRegulatory guide 1.207(NUREG/CR-6909)発行(2007)

‐ 環境の効果を考慮した設計時の疲労評価ガイドライン

‐ 炭素鋼、低合金鋼の線図は高応力、長寿命側へシフト

‐ ステンレス鋼は1桁短寿命側へシフトされ、 ASME B&PV Code Sec.Ⅲ 2009 addendaで採用

ASME old curveNUREG/CR-6909 &

ASME B&PV Code Sec. Ⅲ 2009 Ad

NUREG/CR -6909

図 ASMEで採用されたステンレス鋼の設計疲労線図


ひずみ速度の影響評価の例（低合金鋼）温度の影響評価の例（炭素鋼）

環境疲労評価に関する動向(1/2)

■NUREG/CR6909での環境疲労評価の例

ひずみ速度，温度，溶存酸素濃度，硫黄含有量，流速等の影響が400を越える試験ﾃﾞｰﾀに基づき評価されている


環境疲労評価に関する動向(2/2)

■環境の影響評価に関する規格

米国： U. S. Nuclear Regulatory commission(USNRC) Regulatory guide1.207(NUREG/CR-6909を引用)

日本：日本機械学会「発電用原子力設備規格環境疲労評価手法(JSME S NF-1)」

疲労寿命

ひず

み振

幅

NRTairNwater

軽水炉環境水中の疲労寿命

環境効果係数，Fen※

Fen = NRTair/Nwater

室温大気中の疲労寿命

※温度，溶存酸素濃度，歪速度，硫黄含有量（炭素鋼，低合金鋼の場合）の関数

試験ﾃﾞｰﾀを解析，定式化されたFenにより疲労評価


■日本機械学会疲労評価タスク

■DFC、DFC2小委員会「設計疲労線図の策定に関わる調査」((一社)日本溶接協会、原子力研究委員会)

設計疲労線図の検討に関する動向

‐ 大気中設計疲労線図の改定

‐ 環境疲労のメカニズム検討

‐ Flaw tolerance 導入の検討

‐ データ収集と影響因子の検討

‐ 平均応力補正法の検討

‐ 疲労限の取り扱いに関する検討

‐ 引張強さ毎の設計疲労線図の提案

‐ 疲労評価手法の提案

‐ 小型、大型試験片による提案設計疲労線図の検証


目次






1.5 まとめ





2.4 まとめ


まとめ

国内の原子力プラントの高経年化が進んでおり、10年後には1/3が運転開始から40年を越える

原子力プラントにおける疲労損傷事例は、振動とFIVが70％を占める

日本機械学会設計・建設規格やASME B&PV Code Sec.ⅢのDesign by analysisの考え方に基づいて、設計疲労線図を用いた疲労設計が行われている

近年は、国内外で軽水炉環境中での疲労評価手法の規格化や、大気中設計疲労線図の見直しが進めれられている


目次






1.5 まとめ





2.4 まとめ


設計・製造規格および維持規格

圧力容器配管貯槽

圧力容器配管貯槽

設計・製造時供用期間中

日本: JIS B8265 (圧力容器の構造一般事項)

高圧ガス保安法JSME 設計・建設規格

米国: ASME Sec. III (Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components)

ASME Sec. VIII (Pressure Vessels)

欧州: CEN (European Committee for Standardization)

日本:

【原子力】 JSME 維持規格

【一般機器】 HPIS Z 101-1&2

海外:

【原子力】 ASME Sec. XI

【一般機器】 API-RP579, BS7910,FITNET

疲労，SCCなどによるき裂状欠陥の発生や，腐食，エロ/コロによる減肉などの損傷の発生


原子力発電プラントに関する代表的な基準

軽水冷却型原子力発電プラント

米国構造設計（設計・建設）に対する代表的な基準• ASME* Boiler and Pressure Vessel Code Sec. III (1963年制定)

Rules for Construction of Nuclear Facility Components

構造健全性維持に対する代表的な基準• ASME* Boiler and Pressure Vessel Code Sec. XI (1970年制定)

Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components⇒3年毎に改訂，2013年最新版発行

日本構造設計（設計・建設）に対する代表的な基準• 日本機械学会発電用原子力設備規格設計・建設規格（JSME S NC1-2012）

構造健全性維持に対する代表的な基準• 日本機械学会発電用原子力設備規格維持規格（JSME S NA1-2012）


ASME Boiler and Pressure Vessel Code

The American Society of MechanicalEngineers (ASME, 米国機械学会)のBoiler and Pressure Vessel Code

ボイラーの破壊事故防止のため，1915年にボイラー規格*が発行された．これが発展して現在のBPV Codeとなった．

* Rules for the Construction of Stationary Boilers and for Allowable Working Pressures

Part I. New Installations

（新設ボイラー規格）

Section 1. Power Boilers

Section 2. Heating Boilers

Part II. Existing Installations

（既設ボイラー規格）

Appendix BPV Codeの100周年を記念して配布された1914 Edition


目次






1.5 まとめ





2.4 まとめ


プラント維持のための基準（維持基準）

ASME Section XIの骨格：3つの柱

検査：検査方法，頻度等を規定欠陥評価：欠陥のモデル化，欠陥進展評価法，破壊評価法を規定補修・取替：補修・取替工法を規定

欠陥を発見しても，破壊力学的に欠陥が無害であることが評価できれば不要な補修を行う必要なし．

検査

欠陥評価補修・取替


ASME B&PV Code Sec. XIの概要 (1)

Division 1：軽水炉プラント機器の検査および試験に関する規定Subsection IWA ：一般的要求事項

IWA-3300：欠陥のモデル化Subsection IWB ：軽水炉プラントのクラス1機器に対する要求事項

IWB-3500：評価不要欠陥寸法許容基準IWB-3600：欠陥の解析的評価IWB-3610：厚さ4インチ以上のフェライト鋼機器に対する許容基準IWB-3640：オーステナイト鋼およびフェライト鋼配管に対する評価手法と

許容基準IWB-3660：PWR容器貫通部に対する評価手法と許容基準

Subsection IWC：軽水炉プラントのクラス2機器に対する要求事項・・

Subsection IWL ：軽水炉プラントのクラスCC、コンクリート構造物に対する要求事項

Appendices

Division 2：ガス冷却プラント機器の検査および試験に関する規定Division 3：液体金属冷却プラント機器の検査および試験に関する規定


ASME B&PV Code Sec. XIの概要 (2)

Appendices （破壊力学評価に関するAppendix）

Appendix A：欠陥の評価（フェライト鋼容器の欠陥評価）

Appendix C：配管の欠陥に対する評価

Appendix G：破壊防止のための破壊靭性基準

Appendix H：破壊評価線図を用いた配管の欠陥評価

Appendix K：低上部棚シャルピー衝撃エネルギレベルの容器に関する評価

Appendix L：供用中プラントの疲労評価

Appendix O：PWR容器貫通部の欠陥に対する評価

Appendix U：クラス2，3配管と容器の欠陥の一時的な許容に対する評価基準


欠陥評価の流れの例（配管）

現行クラス1配管を対象とした欠陥評価の流れ

欠陥のモデル化

き裂進展評価

欠陥の補修要

欠陥の補修不要

（運転継続可）

評価不要欠陥寸法との比較

第一段階評価

非破壊検査により発見された欠陥

第ニ段階評価

許容き裂寸法よりも大許容き裂寸法との

比較

IWA-3300

IWB-3500

Appendix C

Appendix C,Appendix H

評価不要欠陥寸法よりも大

評価不要欠陥寸法よりも小

許容き裂寸法よりも小


IWA-3300: 欠陥のモデル化 (1)

長さl，深さaの矩形で囲み，深さaの半円または半楕円表面き裂と仮定- アスペクト比a/lは0.5を越えない

- 表面に近い埋没欠陥(S < 0.4d)は表面欠陥と見なす

a

la 2d

ll

S

a

la

2d+S

l = 2al

表面欠陥：立体欠陥もき裂状へ平面欠陥と考える



長さl，深さ2aの矩形で囲み，長軸l，短軸2aの円または楕円き裂と仮定

(S ≥ 0.4aの場合，S < 0.4aの場合には表面欠陥と見なす)

2a

ll

S ≥ 0.4a

内在欠陥

S ≥ 0.4al = 2a

2a

S ≥ 0.4a

S ≥ 0.4a



隣接する欠陥の距離Sが，以下の基準を満たす時，単一の欠陥と見なす．その後，内在欠陥，表面欠陥として欠陥をモデル化する．

l

S ≤ max(0.5d1, 0.5d2)

隣接欠陥：2003 Addendaで改訂

d1d2

S ≤ max(0.5d2, 0.5d3)

S ≤ max(0.5d1, 0.5d2)

2d2

2d3

S ≤max(0.5d1, 0.5d2)

2d1

2d2

2d1


IWB-3500: 評価不要欠陥寸法基準

- 第一段階欠陥評価の位置付け- 検出された欠陥が評価不要欠陥寸法以下であれば，無条件に運転継続可能（無条件許容欠陥寸法とも呼ばれる）．- 評価不要欠陥寸法以上の欠陥の場合，補修・取替え，または，第二段階評価

l a

t


Appendix Aの概要 (1)

適用範囲- IWB-3500の許容寸法を越える欠陥の許容可否の判定手順を提供- 最小降伏強度50 ksi（350 MPa）以下で厚さ4 in.（100 mm）以上の

フェライト鋼機器に対する許容基準（IWB-3610）

き裂進展評価

欠陥の補修要欠陥の補修不要

（運転継続可）

第ニ段階評価

許容き裂寸法よりも大許容き裂寸法との

比較

許容き裂寸法よりも小

容器Appendix A

配管Appendix C

容器許容き裂寸法評価

Appendix A配管

Appendix C，H許容基準

IWB-3600


Appendix Aの概要 (2)

き裂深さ, aき裂長さ, 2c

応力拡大係数範囲の算出（深さ方向 ∆KA、長さ方向 ∆KB）

き裂形状の更新（深さ方向 a = a + ∆a、

長さ方向 2c = 2c + ∆(2c)）

評価期間への到達N > Nf

繰返し数の更新（ N =N + ∆N）の算出）

最終き裂形状の決定（深さ方向 af = a、長さ方向2cf = 2c）

No

Yes

き裂進展量の算出（深さ方向 ∆a = (da/dN) x ∆N、

長さ方向 ∆(2c) = 2 x (dc/dN) x ∆N）

き裂進展速度の算出（深さ方向 da/dN、長さ方向 dc/dN）

時間的に変化するき裂の進展形態を評価

表面き裂の持つ二つの方向性

疲労き裂進展特性

疲労

き裂

進展

速度

da/dN

応力拡大係数範囲∆K

∆KA or ∆KB

da/dN or dc/dN

深さ方向

長さ方向長さ方向

a

2c


Appendix Aの応力拡大係数評価 (1)

3

3

2

210

a

xA

a

xA

a

xAA

QaGAGAGAGAAK pI /])[( 33221100

作用応力を3次式で多項式近似

アスペクト比を考慮した上で，最深点（Point 1），

表面点（Point 2）ごとに応力拡大係数を評価

表面き裂の応力拡大係数評価


Appendix Aの応力拡大係数評価 (2)

各ポイントにおける形状補正係数G0–G3


Appendix Aの疲労き裂速度線図

大気環境下での疲労き裂進展速度曲線m = 3.07, C0 = 1.99 x 10-10 S0 < R < 1 S = 25.72(2.88 - R)-3.07

-2 < R < 0 S = 1 (K = Kmax)R < -2 S = 1 (K = (1-R)Kmax/3)

軽水炉環境下での疲労き裂進展速度曲線低進展速度域

m = 5.95, C0 = 1.02 x 10-12S

高進展速度域m = 1.95, C0 = 1.01 x 10-7S

大気中軽水炉環境中


IWB-3610: 欠陥の判定

af ：欠陥の最終寸法

ac ：通常運転状態の最大負荷に対する限界欠陥寸法

ai ：緊急，損傷運転状態の最大負荷に対する非停止限界欠陥寸法

KIa ：き裂停止破壊じん性

KIc ：き裂発生破壊じん性

2/

10/

if

cf

aa

aa

)2/(

)10/(

Ic

Ia

KK

KK

＊2005 Addendaにて，KIa → KIcに変更

：供用状態A, B

：供用状態C, D


Appendix Aにて与えられる破壊靱性

)](0145.0exp[445.128.26

)](02.0exp[734.202.33

NDTIa

NDTIc

RTTK

RTTK

SA-533 Grade B Class 8, SA-508 Class 2, SA-508 Class 3に対するKIcおよびKIaの下限値


継続検査プログラム

評価の妥当性を示すための検査プログラム

a. 評価により継続使用が許容された期間の 1/10または3年間の短い方b. 〃 1/4または7年間〃c. 〃 1/2または10年間〃

日本機械学会発電用設備規格維持規格ではIA-2340他に規定

- 評価により継続使用が許容された期間が10年未満の場合は運転状態において継続検査を補助するための手段を講じ，適宜評価に反映させる．

- 継続検査の結果，欠陥の状態が前回の検査による評価結果に包含されるか，同等と判断される場合は当初の検査プログラムに戻してよい．


目次






1.5 まとめ





2.4 まとめ


欠陥評価に関するASMEの最新動向 (1)

- ASMEのBPV Codeは年4回 (主に2, 5, 8, 11月)開催されるCode Weekにおいて，技術知見に基づき規格の追加，改訂を議論して，規格に反映している．

- 一週間の会期に200程度の会議が開催され，欠陥評価に関しては，主に，以下の会議で議論されている．

ASME Boiler Code Week

BPV Committee on Nuclear Inservice Inspection

SG on Evaluation Standards

WG on Flaw Evaluation

WG on Pipe Flaw Evaluation

TG on Evaluation Procedure for Degraded Buried Pipe

TG on Crack Growth Reference Curves

- 直近では，5/10–16に米国Bellevueにおいて開催した．

- ASME BPV Codeの100周年記念の行事もあり，多数の参加者があった．



- K. Hasegawaらは，試験結果とき裂進展解析結果に基づき，内在欠陥を表面欠陥にモデル化する取扱い基準の見直しを検討．

内在欠陥の取扱い基準

aS

l Y = S/a

Y = 0.8 - (a/l) for 0 < a/l ≤ 0.6.Y = 0.2 for 0.6 < a/l

Y = 0.4

内在欠陥の疲労試験後の破面

試験による基準Yとアスペクト比の関係

現行規格



- Ni基合金溶接金属にSCCにより発生する高アスペクト比（a/l > 0.5）のき裂状欠

陥の評価方法を検討．

高アスペクト比き裂に対する応力拡大係数評価

0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.70.0

1.2

1.0

0.8

0.6

0.4

0.2

Flaw depth ratio a/t

Aspect

ratio a

/l

Detection Research2009 20092009 20112011 2011

H8weld line

H9

H10

H11

H7 weld line(Alloy 182)

V8 weld line(Alloy 182)

Reactor PressureVessel (LAS)

Shroudsupportl

a

a/l > 0.5に対するモデル化

l

a

Detected crack

Characterized crack



- NRCなどによる米国のxLPRプロジェクトでの検討を基に，溶接残留応力のガイドラインを検討．

- 1st Stepとして，PWRの容器ノズルの溶接部を対象に溶接残留応力分布を規格で与える．⇒多様な溶接（補修）条件に対応した規定となるかが課題．

- 2nd Stepとして，解析により溶接残留応力を求めるガイドラインを策定．

欠陥評価に用いる残留応力分布

ノズルセーフエンド溶接部の残留応力測定および解析結果（補修無し）

(a) 軸方向応力 (b) 周方向応力



- PWR環境中での荷重上昇時間（Tr : rise time）などを考慮した疲労き裂進展速度式のCode Caseを検討．

- 日本の知見およびデータを基にDraft Code Caseの修正および妥当性の確認を実施．

PWR環境中の疲労き裂進展速度

CC N-809での提案き裂進展速度とJSME規格との比較



- NRCは現行ASMEの破壊靭性は条件によっては非安全側（実際のKIc < 規格のKIC）となる可能性があり将来的に改訂する必要があるとの主張．

- また，現在検討している弾塑性破壊力学評価に対応した上部棚の定義やASTM E1921に基づく試験によるマスターカーブの規定など欠陥評価全体を見直したいとの提案．

NRCによる破壊靭性KICなどの改訂提案

試験結果による破壊靭性の範囲と現行ASMEとの比較


目次






1.5 まとめ





2.4 まとめ


まとめ

■ 原子力発電プラントは，新設時には設計・建設規格と，供用中に

は維持規格が適用される．

■ 維持規格は大きく3つの柱（検査，欠陥評価，補修・取替）により

構成され，欠陥評価では，原子力発電プラントに検出された欠陥

を破壊力学に基づく評価方法を規定している．

■ ASME BPV Codeは，Code Meetingにおいて技術知見に基づき規

格の追加，改訂が議論され，規格に反映されている．

Subcommittee for Organizing Question and Answer of ... 疲労に関する重要知識...

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