軽水炉における炉心シュラウド破壊評価に対する信頼性評価検討事例

摘要

日本機械学会（以下，JSMEという）発電用原子力設備規格維持規格（以下，単に維持規格という）においては，原子力発電所設備のうち炉心シュラウド，シュラウドサポート（図1参照）等に応力腐食割れ（SCC)等によるき裂が発見された場合，継続使用期間中のき裂進展を考慮した上で地震荷重等に対する構造健全性を，二倍勾配法と呼ばれる解析評価手法により判定することとしている.材料の応力ひずみ関係として，基準地震動Ss に基づく評価に相当する供用状態Dに対して，2.3Sm(Smは設計·建設規格で定められる設計応力強さ)を弾性限界とする弾完全塑性体を仮定し，地震荷重等を模擬した負荷を与え，有限要素法解析により荷重変位関係を求め，初期弾性勾配の二倍（コンプライアンスとして二倍）の勾配を持つ直線との交点を崩壊荷重とし，安全係数を見込hで許容荷重とするものである.解析に当って仮定するき裂については，炉心シュラウドの周方向溶接継手のうち，最も低い位置にあって崩壊に関して最も厳しい負荷条件(モーメント最大)となるH7溶接継手にき裂を設定する.この手法は，き裂のない炉心支持構造物(炉心シュラウド及びシュラウドサポートはその一部を構成する）に対してJSME設計·建設規格が採用している方法と，安全係数を除いて同一である.供用状態Dにおける安全係数は設計·建設規格では1.11 (1/0.9)，維持規格では1.5と，維持規格の方が大きく取っている（図2参照). これは，維持規格が参考にした(社)火力原子力発電技術協会発行の炉内構造物等点検評価ガイドライン（以下，単にガイドラインという）の内容に依っており，ガイドラインでクラス1容器の設計において供用状態Dに適用される安全係数1.5をそのまま適用したことに由来している.