2935 欠陥を有する中靭性配管の構造健全性評価 : その 2 延性破壊評価法の検討
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概要
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To achieve a rational maintenance program for aged light water reactor components, it is important to establish and to improve the flaw evaluation criteria. The current flaw evaluation criteria such as ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section XI are focused on Class 1 piping, which usually shows relatively higher toughness. On the other hand, flaw evaluation criteria suitable for Class 2 and Class 3 piping with moderate-toughness are also required because some Class 2 and Class 3 piping systems are as important to plant risk analysis as Class 1 piping. In this study, fracture experiments by four-point bending were conducted for circumferentially cracked pipes. Tested pipes were made of moderate-toughness carbon steel, STPT410 carbon steel. Ductile fracture behavior and load-carrying capacity were compared with those from elastic-plastic fracture mechanics analysis. As a result, it was ascertained that ductile fracture behavior could be well predicted by fracture mechanics analysis using J-integrals. A Z-factor approach applicable to moderate-toughness pipes was also discussed.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 2002-09-20
著者
-
三浦 直樹
(財)電力中央研究所
-
長谷川 邦夫
(独)原子力安全基盤機構
-
三浦 直樹
電力中央研究所
-
三浦 直樹
電中研
-
宮崎 克雅
日立機械研
-
長谷川 邦夫
日立日立
-
三浦 直樹
電力中研
-
鹿島 光一
電中研
-
久恒 眞一
日立
-
久恒 眞一
日立製作所
-
長谷川 邦夫
日立製作所
-
三浦 直樹
(財)電力中央研究所材料科学研究所
-
宮崎 克雅
日立製作所材料研究所
-
宮崎 克雅
日立 日立研
-
宮崎 克雅
(株)日立製作所 日立研究所
-
鹿島 光一
電力中研
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