JPH064652U - 亀裂進行予測装置 - Google Patents

亀裂進行予測装置

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JPH064652U
JPH064652U JP044219U JP4421992U JPH064652U JP H064652 U JPH064652 U JP H064652U JP 044219 U JP044219 U JP 044219U JP 4421992 U JP4421992 U JP 4421992U JP H064652 U JPH064652 U JP H064652U
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JP
Japan
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crack
progress
pressure
temperature
crack progress
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Withdrawn
Application number
JP044219U
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English (en)
Inventor
鐵生 山下
将人 飯田
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Publication date
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Publication of JPH064652U publication Critical patent/JPH064652U/ja
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Investigating Strength Of Materials By Application Of Mechanical Stress (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 この考案は、事前に想定亀裂の進行を予測す
ることが可能な亀裂進行予測装置である。 【構成】 亀裂進行を予測する必要のある場所に配設さ
れる温度検出器９および圧力検出器１０と、これら検出
器で検出される温度，圧力ならびに温度，圧力の時間的
変化(b)(c)および前記場所の材質，形状，構造，寸法に
基づいて前記温度および圧力による前記場所における発
生応力(d)(e)(f) を算出して亀裂進行の評価(j) を行う
手段と、この亀裂進行評価結果と予め材料試験により得
られた亀裂進行限界データ(l) とを比較する手段(m)
と、比較した結果を表示する手段とを備えた構成になっ
ている。

Description

【考案の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】
この考案は、原子炉容器等における急激な温度、圧力変化による破壊を予防す るための亀裂進行予測装置に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
従来、原子炉容器の胴体やノズルコーナ等の破壊の主原因となる温度、圧力、 およびクラッド溶接残留応力に対して、数値解析的に弾塑性破壊力学パメータの Ｊ積分を適用して解析し、これらの破壊に対する安全性を評価していた。
【０００３】
【考案が解決しようとする課題】
この従来の手法は、温度、圧力の値を用いてＪ積分により数値解析し、予め用 意した破壊評価データと比較して、亀裂の進行を予測するのであり、この手法に よると時間的にロスがあり、即座の対応が困難であった。
【０００４】 この発明はこのような問題を解決するためになされたもので、温度、圧力の変 化を検知すると、これらの値を用いて破壊に対する評価を行い、直ちに想定亀裂 の進行を予測することが可能な亀裂進行予測装置を提供することを目的としてい る。
【０００５】
【課題を解決するための手段】
この考案の亀裂進行予測装置は、亀裂進行を予測したい場所に配設される温度 検出器および圧力検出器と、これら温度検出器および圧力検出器で検出される温 度，圧力ならびに温度，圧力の時間的変化および前記場所の材質，形状，構造， 寸法に基づいて前記温度および圧力による前記場所における発生応力を算出して 亀裂進行の評価を行う手段と、この亀裂進行評価結果と予め材料試験により得ら れた亀裂進行限界データとを比較する手段と、比較した結果を表示する手段とを 備えた構成になっている。
【０００６】
【作用】
このように構成することで、亀裂進行を予測する必要のある場所における板厚 方向の熱応力分布や圧力応力分布およびクラッド溶接がなされている構造のもの はクラッド溶接残留応力をも考慮して亀裂評価値を求め、予め用意した亀裂進行 限界データと比較して亀裂の進行を予測するものである。
【０００７】
【実施例】
以下、図面を参照しながらこの考案の一実施例を説明する。図１(a)(b)はそれ ぞれ、この実施例を説明するための原子炉の構成図でと、原子炉容器の胴体の構 造を示す部分断面図である。
【０００８】 これらの図において、１は原子炉容器であり、２は原子炉容器１内に設けられ た炉芯である。原子炉容器１には熱交換用の伝熱管３ａを備えた蒸気発生器３お よび冷却材ポンプ４を有するホットレグ配管５、コールドレグ配管６からなる複 数（図１で説明するものは２系統）の冷却材循環ループが接続されている。 また、７は蓄圧注水タンクで、注水弁７ａおよび注水配管７ｂを介してコール ドレグ配管６に接続され、ホットレグ配管５には加圧器８が接続されている。 原子炉容器１の胴体１ａやコールドレグ配管６との接続部であるノズル１ｂの 内面にはクラッド１ｃが溶接されていて内面を保護する構造になっている。
【０００９】 このような原子炉の原子炉容器１の胴体１ａの必要な位置に、温度検出器９と 圧力検出器１０が配設されていて、これらの検出器９，１０の温度および圧力の 出力データは演算処理装置１１に送られるようになっている。
【００１０】 このように構成された原子炉において、原子炉運転中の各冷却材循環ループに おける冷却材の流れはＡ矢印で示すように、原子炉容器１から出てホットレグ配 管５を通って蒸気発生器３へ入り、伝熱管３ａの内部を通りながら、その周りの 二次冷却水を加熱することで自らは冷却され、一次の冷却材ポンプ４によりコー ルドレグ配管６を経て再び原子炉容器１へ入る。
【００１１】 冷却材喪失事故の場合は加圧器９内の圧力低下により、蓄圧注水タンク７の注 水弁７ａが開き注水配管７ｂ，コールドレグ配管６を経て、蓄圧注水タンク７の 冷却水が原子炉容器１内へ供給される。
【００１２】 さらに、加圧器８内の他の信号により、所定の時間遅れで、図示しない冷却材 ポンプによる給水系からも冷却水が、コールドレグ配管６を介して原子炉容器１ に供給され、炉芯２の温度上昇を防ぐようになっている。
【００１３】 このような事態で、冷却水が原子炉容器１に入った場合、原子炉容器１の胴部 １ａ、特にコールドレグ配管６との接続部のノズル１ｂは急激な温度変化を受け る。同時に原子炉容器１内は圧力も変化するので、これらの部分は、この圧力変 化も受ける。 この温度変化と圧力変化データは、温度検出器９と圧力検出器１０から演算処 理装置１１に送られる。 図２は、温度検出器９と圧力検出器１０の出力データとこれらのデータに基づ いた必要な演算処理の説明図である。
【００１４】 同図(a) は原子炉容器１の胴部１ａの温度検出器９と圧力検出器１０が設けら れた位置を主体とした断面図であり、現在冷却水がノズル１ｃから原子炉容器１ 内に流れ込んでいる状態を示している。
【００１５】 同図(b) は圧力検出器１０の圧力データであり、同図(c) は温度検出器９の温 度データである。これらデータは演算処理装置１１に送られ、時系列的に記憶さ れる。
【００１６】 これら同図(b)(c)に示すデータおよび図３(a) に示す胴部１ａの断面板厚Ｔ、 原子炉容器１の内径Ｄi 、胴部１ａの材質特性および胴部１ａ内面の熱伝達係数 αを用いて、演算処理装置１１は図２(d),(e) に示すような、内圧応力分布およ び熱応力分布を演算算出する。
【００１７】 同時に、クラッド１ｂの製作時における溶接により必然的に存在するクラッド 残留応力の温度変化による残留応力変化を、温度変化前のクラッド残留応力デー タに基づいて算出する。この算出データを図２(f) に示す。
【００１８】 これらの算出された断面応力分布に基づいて、図３(b) に示すような胴部１ａ の断面についての各応力分布と応力拡大係数ＫI の関係を、図３(c) に示すよう な亀裂深さ寸法ａと胴部１ａの断面板厚Ｔとの比である想定亀裂ａ／Ｔをパラメ ータとして算出する。 求めた応力拡大係数ＫI に基づいて、各負荷時における想定亀裂ａ／Ｔに対す る応力拡大係数Ｋip，Ｋit，Ｋirを図２(g),(h),(i) に示すように算出する。
【００１９】 さらに、温度、圧力変化時における亀裂進行評価値、つまり想定亀裂ａ／Ｔに 対する応力拡大係数Ｋioは、各応力拡大係数Ｋip，Ｋit，Ｋirを重ね合わせて、 図２(j) に示すように求める。
【００２０】 一方比較データとして、同図(k) に示す試験片による材料試験結果により亀裂 進行限界値を同図(l) に示すように求めておき、このデータを演算処理装置１１ に記憶して置く。
【００２１】 そして、図２(j) に示す亀裂進行評価値Ｋioが求められたとき、この亀裂進行 評価値Ｋioと記憶されている同図(l) に示す亀裂進行限界値Ｋicとの両者を同図 (m) に示す比較処理において比較し、比較した結果、亀裂進行評価値Ｋioが亀裂 進行限界値ＫIcより小さければ亀裂は進行しないと判断し、反対に亀裂進行評価 値Ｋioが亀裂進行限界値Ｋicより大きい場合は、亀裂が進行する可能性ありと判 断して予防処置をとるように指示する。 亀裂進行評価値Ｋioは、同図(b),(c) に示す圧力、温度データの各時点におけ る値を求めておけば、各時点における判断が行える。 なお、図２(m) に示す判断は、亀裂が進行するかどうか判断であり、この判断 ですぐに破壊に至るとは限らない。
【００２２】 このように構成された実施例の実験結果を次に説明する。この実験では原子炉 容器１の胴部１ａを想定した断面が図４(a) に示すクラッド１２が溶接されたモ デル板材１３に、亀裂深さａ，幅２ｃの初期亀裂１４を入れた試験材料を、同図 (b) に示すような熱衝撃（Ｔ＝２９０℃→２０℃）と実機に荷重されると同様な 曲げ荷重による負荷試験を行った。 なお、実機は内圧荷重であるが、実験の曲げ荷重も機械的荷重であるだけでＫ 値を算出する種類は内圧荷重と等価である。
【００２３】 図２(k) に示したＣＴ試験片の材料試験結果から求めた同図の(l) に示す亀裂 進行限界値Ｋicと、図４(a) に示したモデル板材１３の母材とクラッド１２部の それぞれの荷重に対する図２(j) に示す亀裂進行評価値Ｋioの比較を図４(c) に 示している。
【００２４】 同図において、Ｋioa はモデル板材１３の母材、Ｋiob はクラッド１２の温度 および荷重に対する亀裂進行評価値で、また、Ｋica はモデル板材１３の母材、 Ｋiob はクラッド１２の温度および荷重に対する亀裂進行限界値である。
【００２５】 同図に示すように、クラッド１２および板材１３の母材の亀裂進行限界荷重は Ｗ1 ，Ｗ2 である。この図表に基づいて、クラッド１２では亀裂が進行している が、板材１３の母材では進行していないと予想されるＷ3 の荷重値をで止めた場 合と、クラッド１２および板材１３の母材の双方で亀裂が進行すると考えられる Ｗ4 の荷重値の二つケースについて、負荷試験を実施した。
【００２６】 その試験による破面検査の結果、Ｗ3 の荷重値においては、予想されるように 図４(d) に示すように、クラッド１２部のみに亀裂の進行が見られ、Ｗ4 の荷重 値においてクラッド１２，板材１３の母材の双方に亀裂が進行確認された。
【００２７】 図５は第２の実施例の説明図である。この実施例は原子炉容器１の中でも最も 大きく温度変化を受けると考えられるノズル１b のコーナー１ｄの位置に温度検 出器９と圧力検出器１０を設けた場合の実施例である。
【００２８】 ノズル１ｂの内面は、温度変化、圧力変化に加えて、同図(b) に示すようにノ ズル１ｂ部の形状、構造に基づく演算処理が必要である。つまり、コーナー１ｄ 部の断面板厚Ｔ，ノズル１b の板厚Ｔ1 ，胴部１ａの板厚Ｔ2 ，ノズル１ｂの内 径ｄi ，胴部１ａの内径Ｄi およびノズル１b 内面の熱伝達係数αを用いて、第 １の実施例で説明したと同様な各種演算処理を行って、ノズル１b 部における亀 裂進行の判断を行う。 なお、この考案は上記実施例に限定されるものではなく、要旨を変更しない範 囲で変形して実施できる。
【００２９】
【考案の効果】
原子炉容器の胴部やノズル部の想定亀裂に対する亀裂進行の判定については、 従来は事後検討の方法が採られ、しかも、事象後、即座に亀裂進行の評価が行わ れて対策が講じられるシステムになっていなかったが、この考案により事前に亀 裂進行を予測することが可能になった。
【図面の簡単な説明】
【図１】この考案の第一の実施例の構成を説明するため
の原子炉の構造と実施例の構成を示すブロック構成図。
【図２】同実施例の亀裂進行予測の演算処理を説明する
流れ図。
【図３】同実施例の演算処理の詳細な説明図。
【図４】同実施例の亀裂進行評価実験の説明図。
【図５】第二の実施例の説明図。
【符号の説明】
１…原子炉容器、１ａ…同部、１ｂ…ノズル、１ｃ…ク
ラッド、１ｄ…コーナー ２…炉芯、３…蒸気発生器、４…冷却材ポンプ、５…ホ
ットレグ配管、６…コールドレグ配管、７…蓄圧注水タ
ンク、８…加圧器、９…温度検出器、１０…圧力検出
器、１１…演算処理装置、１２…クラッド、１３…板
材、１４…初期亀裂

Claims (1)

    【実用新案登録請求の範囲】
  1. 【請求項１】亀裂進行を予測したい場所に配設される温
    度検出器および圧力検出器と、 これら温度検出器および圧力検出器で検出される温度，
    圧力ならびに温度，圧力の時間的変化および前記場所の
    材質，形状，構造，寸法に基づいて前記温度および圧力
    による前記場所における発生応力を算出して亀裂進行の
    評価を行う手段と、 この亀裂進行評価結果と予め材料試験により得られた亀
    裂進行限界データとを比較する手段と、 比較した結果を表示する手段と、 を備えたことを特徴とする亀裂進行予測装置。
JP044219U 1992-06-25 1992-06-25 亀裂進行予測装置 Withdrawn JPH064652U (ja)

Priority Applications (1)

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JP044219U JPH064652U (ja) 1992-06-25 1992-06-25 亀裂進行予測装置

Applications Claiming Priority (1)

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JP044219U JPH064652U (ja) 1992-06-25 1992-06-25 亀裂進行予測装置

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JPH064652U true JPH064652U (ja) 1994-01-21

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ID=12685438

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JP044219U Withdrawn JPH064652U (ja) 1992-06-25 1992-06-25 亀裂進行予測装置

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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009236540A (ja) * 2008-03-26 2009-10-15 Ihi Corp 溶溶接構造体の破壊性能評価方法、データベース装置
JP2010156668A (ja) * 2008-05-09 2010-07-15 Nippon Steel Corp 溶接構造物の疲労寿命推定装置、溶接構造物の疲労寿命推定方法、及びコンピュータプログラム
JP4705066B2 (ja) * 2007-03-30 2011-06-22 株式会社日立製作所 原子力プラント、給水ノズルの熱疲労監視方法及び原子力プラントの運転方法
JP2013217784A (ja) * 2012-04-10 2013-10-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力プラントの差圧式水位計

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Effective date: 19961003