塑性崩壊と加工硬化係数の影響に関する研究

摘要

原子力発電プラントの配管系において地震荷重により実際に破損の生じる終局限界を把握するため，1980年代よりEPRI（米国電力研究所）や原子力発電技術機構（NUPEC），防災科学技術研究所が主体となり，加振試験を含む数多くの研究が実施されてきた．これらの研究では，大型振動台による配管要素や配管システムの加振実験が行われ，配管系試験体の破損形態は塑性崩壊ではなく低サイクル疲労破壊であることが確認されると共に，現行設計基準に規定される配管の許容応力体系と実際の構造物の破損形態に大きな差があることが判明した．通常，耐震設計基準において地震応答は，1次応力と2次応力により評価される．1次応力は荷重制御型負荷により生じる応力として定義され，構造物の塑性崩壊を生じさせると考えられている．