維持規格の極限荷重評価に有限要素解析を適用する場合の評価手順

釜谷昌幸

摘要

国内の原子力発電プラントでは、構造物に亀裂が存在しても、十分な強度が確保される場合は亀裂の存在が許容される。その判断は、日本機械学会の発電用原子力設備規格維持規格（以後、維持規格）によって実施される。亀裂を有する構造物の破壊強度を算出する方法として、亀裂先端からの亀裂伝ぱを想定する破壊力学評価法と、最弱断面での塑性崩壊を想定する極限荷重評価法が規定されている。塑性崩壊は、機器設計おいても想定されている破壊モードであり、発電用原子力設備規格設計·建設規格（以後、設計規格）においても極限荷重評価が適用されている。当然ながら、設計段階では亀裂は想定されない。維持規格では、延性の大きいオーステナイト系ステンレス鋼管の母材に対しては極限荷重評価法が適用される。亀裂を有する場合でも、荷重の増加に伴い亀裂先端が鈍化し、最終的には亀裂断面で塑性崩壊が発生すると想定する。ただし、これは評価上の取り扱いの話であり、実際の破壊においては、亀裂先端に（大きくない）延性亀裂が発生する可能性はある。延性亀裂発生を考慮した破壊評価では、破壊の駆動力としてJ積分などの破壊力学パラメータを用いる。また、材料強度としても破壊靭性が必要になり評価の難易度は上がる。一方、極限荷重評価においては、破壊の駆動力として応力を、材料強度としては、弾完全塑性の応力·ひずみ曲線の降伏強度に相当する流動応力が用いられる。したがって、極限荷重評価では、亀裂を有する場合でも、破壊力学パラメータを用いることなく比較的簡便に強度が算出できる。そのため、多少の誤差を許容しても、極限荷重評価を用いる工学的ニーズは大きい。

維持規格の極限荷重評価に有限要素解析を適用する場合の評価手順

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