[2J01-04] 原子炉圧力容器鋼

[2J01] 圧力容器鋼の照射脆化管理高度化

(1)圧力容器鋼の加圧熱衝撃評価

*阮 小勇¹、中筋 俊樹¹、森下 和功¹ (1. 京都大学)

キーワード：原子炉圧力容器、加圧熱衝撃、3次元数値流体解析、有限要素法

本研究では、冷却材喪失事故時の炉心注水における圧力容器鋼の加圧熱衝撃事象について、3次元数値流体解析と有限要素法を組み合わせて評価した。そして、熱衝撃時の応力拡大係数についてき裂の部位依存性を明らかにし、加圧熱衝撃評価に関するあいまいさについて議論した。さらにASME規格にある破壊靭性値で使われている破壊靭性値を参考にして決定論的健全性評価も議論した。なお、本発表は“圧力容器鋼の照射脆化管理高度化”のシリーズ発表である。