SESSION 2.3.C (CS-14-1) ： EUROPEAN CODES AND STANDARDS I

6.1. FLAW EVALUATION IN CAST ELBOWS THROUGH FRENCH RSEM CODE

（PVP2010-25085）

C. Faidy, EDF—SEPTEN, Villeurbanne, France

過去の20年間、EDFプラントにおいて多くの二層ステンレス鋼エルボが使われた。こ れらのエルボは、熱によるagingを受けやすく鋳造欠陥が生じやすい鋳造CF8M材料で製 造されている。

EDFは、次の材料データを取得した。

① 応力歪カーブ

② 鋳造欠陥のためのcrack initiation laws ③ 鋳造欠陥のためのcrack growth laws ④ 強度データに対するaging

そして、次のような異なったモデルによる欠陥評価を開発した。

① 運転中の割れの成長

② Jアプローチに基づいた許容欠陥寸法

割れたエルボのモデルの開発は、原子力及び非原子力に適用することが出来る。

また、エルボの欠陥評価の課題に関するRSEM 2007の内容について述べられている。

6.2. THE FUTURE OF THE BS 7910 FLAW ASSESSMENT PROCEDURES

（PVP2010-25582）

I. Hadley, TWI Ltd., Cambridge, Cambs, United Kingdom; P. Budden, British Energy Ltd., Gloucester, United Kingdom, R. A. Ainsworth, British Energy

Generation Ltd., Gloucester, United Kingdom; J. Sharples, Serco TAS, Warrington, United Kingdom

BS 7910（金属構造物の割れ評価の手順）は、およそ30年前に破壊と疲労の評価の手順

としてPD 6493として発行された。それ以来、定期的にメンテナンスされるとともに、R6

（Failure Assessment Diagram）、PD6539（クリープ評価）及びパイプラインの局所減肉 腐食評価を行うUK gas transmission industry手法を取り入れて拡張してきている。BS 7910は、疲労割れの成長、脆性破壊、クリープ及びEnvironmentally Assisted Corrosion を含む腐食によるダメージと破壊についてカバーしている。

現在、FITNETの多くの内容を採り入れながら改正中である。加えて、新しいBS 7910 は、new advanced fracture assessment procedures（crack tip constraint及び溶接強度ミ スマッチの考慮）を採り入れ、residual stress annexが改正され、新しいannexとして NDEガイドラインが追加される予定になっている。

6.3. VERLIFE - UNIFIED PROCEDURE FOR LIFETIME ASSESSMENT OF COMPONENTS AND PIPING IN WWER NPPS DURING OPERATION - UPDATING AND FURTHER DEVELOPMENT（PVP2010-25624）

M. Brumovsky, Nuclear Research Institute Rez plc, Rez, Czech Republic

VERLIFE（Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs during Operation）は、2003年のEUの第5Framework Programmeで開 発され、第6Framework Programmeで高度化された。

このProcedureでは、WWERタイプの原子力発電所に適用されるオリジナルの

Soviet/Russian Codes and Rulesの不足を満たさなければならない。このCodes and Rules は、設計と製造のためにのみ開発され、1989年の第2版以降改正されていなかった。

VERLIFE Procedureは、これらのロシアのコードに基づくが、新しい研究成果、主要な

破壊メカニズム、PWRコードで使用されるいくつかの主要なアプローチを採り入れている。

VERLIFE Procedureの新しい3年間のIAEAプロジェクトが2009年に開始した。この プロジェクトは、EUの第6Framework Programme（NULIFE :Plant Life Management of

NPPs ）と連携している。このプロジェクトでは、VERLIFE Procedureの高度化として、

次のproceduresが準備されている。

① WWER NPPsの破断前漏洩（LBB）のコンセプト ② WWERの配管のNo-Break-Area Assessment Procedure ③ 原子炉圧力容器の内部構造物の寿命

④ WWERの原子炉圧力容器と一次配管の破壊への確率的アプローチと寿命評価

（Risk-informed ISIを含む）

⑤ NDTの資格

⑥ コンポーネントと配管のサポート

⑦ 配管におけるerosion-corrosionによる損傷のモニターと評価

6.4. PRESENTATION OF RCC-MRX CODE 2009 FOR SODIUM REACTORS (SFR), RESEARCH REACTORS (RR) AND FUSION (ITER): GENERAL OVERVIEW

（PVP2010-25673）

T. Lebarbe, S. Marie, B. Drubay, CEA Saclay, Gif Sur Yvette, France; D. Bonne, O.

Gelineau, AREVA NP, Lyon, France; F. De La Burgade, Areva TA, St Paul Lez Durance, France

The Afcen RCC-MR codeの次の版が、RCC-MRx 2010として2010年11月にフランス 語版と英語版でAFCEN (Association Francaise pour les regles de Conception et de Construction des Materiels des Chaudieres Electro-nucleaires)から発行される。

このAfcen RCC-MRx Codeは、研究用原子炉Jules Horowitz Reactor projectに基づい て開発したRCC-MX 2008と高温用の設計に適用出来るRCC-MR 2007を併合した。

2007年のRCC-MRコードから次の改正があった。

① アルミニウム合金やジルコニウム合金などの研究用原子炉や照射装置での特定の材 料を加える。

② 照射されたコンポーネントに対する特定の材料特性と規則を開発した。

7. SESSION 2.4.C (CS-14-2)：EUROPEAN CODES AND STANDARDS II 7.1. CODIFICATION OF 316LN IN RCC-MR CODE: EXPERIENCE AND

PROSPECTIVE PROJECTS（PVP2010-25679）

D. Bonne, S. Dubiez-LeGoff, AREVA NP, Lyon, France

窒素を制御したオーステナイト系ステンレス鋼である316Lは、原子力構造物として広く 使用されている。Superphenix（SPX）の主なコンポーネント（圧力容器、インターナル、

中間熱交換器及び高温配管）は、この鋼を使用して作られた。RCC-MRは、SPXの建設か

らフィードバックした。以後のヨーロッパの高速炉R&D Programsでは、このコードが使 用されている。creep strain laws、cyclic and fatigue curves及びfatigue-creep interaction diagramは、RCC-MRが利用可能である。しかし、特別な溶加材やReference Procurement Specificationは見いだせていない。

RCC-MRに表にされる「窒素制御型316L」は、現在の原子炉においてもまだ適切では

ない。Indian Fast Breeder Reactor（PFBR）ではこのオーステナイト系ステンレス鋼が 採用され、ITERではVacuum Vesselに技術的な要求に応じるためにいくつかの追加要求 を加味した316L(N) ITER Gradeと呼ばれる合金鋼が採用された。フランスでのSodium Fast Reactor Project（SFR）は、設計寿命を60年に拡大し、新しい製造技術（大型鍛造、

自動溶接等）の能力を確認するため、主要なコンポーネントに「窒素を制御した316L」を 使用している。この結果により、現在の規則が有効か、規則が提案されるかする。

照射カーブの合法化と適切なthermal aging coefficientは、母材及び溶接部を考慮してい る。RCC-MRの将来版では、これらの結果を反映する予定にしている。「窒素を制御した 316L」の現在のデータを確認し、設計寿命の拡大を考慮したアプローチについて提案して いる。

7.2. RCC-M: CONTENT, WORKING APPROACH, AND FUTURE EVOLUTIONS

（PVP2010-26030）

M. Philippe, AFCEN, Courbevoie, France, France; J. Grandemange, AFCEN, Courbevoie, France

技術的かつ組織的な観点からAFCENにより確立された原子力発電所に対する設計建設 コード及び供用期間中コードの一派的なアプローチについて述べている。いかにして産業 界の経験をコードに採り入れたか、このコードがヨーロッパ規格と国際規格を考慮に入れ ながらどのように発展するかが述べられている。改正、解釈及びQ&Aのプロセスが述べら れている。

8. SESSION 3.1.D (CS-16-1)：HIGH TEMPERATURE CODES AND STANDARDS I 8.1. APPLICATIONS OF CODE CASE 2605 FOR FATIGUE EVALUATION OF

VESSELS MADE IN 2.25CR-1MO-0.25V STEELS SLIGHTLY INTO CREEP RANGE（PVP2010-25258）

S. Terada, Kobe Steel, Ltd., Takasago-city, Hyogo, Japan

現在のASME Code Section VIII Division 2では、許容応力をtime dependent

temperature rangeとした疲労解析の免除規定を用いたparagraph 5.5.2.3のmethod Aが 用いられない。paragraph 5.5.2.4のmethod Bも疲労曲線の適用上限が371℃であり、こ

れ以上の温度では用いることができない。

Code Case 2605は、371℃以上で454℃未満の温度における2.25Cr-1Mo-0.25V鋼の疲 労評価のために制定されている。クリープも含んだ塑性解析は、Code Case 2605に従って 全ての耐圧部に行わなければならない。特に、ノズルに対して、実際のtime-dependent thermalとmechanical loading histogramsを用いた完全な塑性解析を行わなければならな い。設計仕様により圧力サイクルが多い時、その塑性解析には、histogramsと疲労評価に 多くの時間を必要とする。

ノズルを例にしたサンプル解析を行い、Code Case 2605の課題を明確にしている。そし て、それらの結果から、Code Case 2605に対する簡素化された変更案が提案されている。

8.2. EVALUATION OF CREEP-FATIGUE DAMAGE FOR PROTOTYPE PROCESS HEAT EXCHANGER OF THE NHDD PLANT（PVP2010-25354）

H.-Y. Lee, K.-N. Song, Y.-W. Kim, S.-D. Hong, Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea (Republic); H.-Y. Park, AD-Solution Co., Ltd., Daejeon, Korea (Republic)

process heat exchanger（PHE）は、NHDD（Nuclear Hydrogen Developmentと Demonstration）で原子炉からsulfur-iodine hydrogen production systemまでの熱交換に 用いられる。この時の最高温度は950℃以上になる。

プロトタイプPHEについて、三次元有限要素法を用いてcreep-fatigue damage評価を 行った。この時の、PHEの一次入口温度は950℃で内圧は7 MPa、二次入口温度は500℃

で内圧は4 MPaとした。

当初のPHEの候補材料は、Alloy 617とHastelloy Xを選定したが、 high temperature design codeとしてはAlloy 617だけが利用可能なため、ここでは、Alloy 617だけ考慮する。

PHEモデルに対して、フルスケールの三次元有限要素法を用いて、高温での

creep-fatigue damage評価をASME Draft Code Case for Alloy 617に基づいて行った。

8.3. STRESS AND STRAIN LOCUS OF PERFORATED PLATE IN INELASTIC DEFORMATION—STRAIN-CONTROLLED LOADING CASE（PVP2010-25556）

O. Watanabe, University of Tsukuba, Tsukuba, Ibaraki, Japan; B. Bubphachot, Mahasarakham University, Mahasarakham, Thailand; A. Matsuda, University of Tsukuba, Tsukuba, Ibaraki, Japan

構造の応力集中による塑性歪は、簡略化された方法か有限要素法を用いて計算される。

規格で使用される簡易化された方法として、Neuber's formulaとelastic follow-up procedureを用いることができる。

また、最近提案された他の簡易化された方法としてstress redistribution locus (SRL) methodを用いることも出来る。

多孔板の塑性有限要素解析により、応力集中（2.2～2.5）と応力と歪が発生する場所を示

し、SRL methodの精度を確かめた。歪制御荷重、単純荷重、周期荷重及び引張保持時間を

有する周期荷重を仮定して行った。

9. SESSION 3.2.D (CS-16-2)：HIGH TEMPERATURE CODES AND STANDARDS II 9.1. VERIFICATION OF THE PREDICTION METHODS OF STRAIN RANGE IN

NOTCHED SPECIMENS MADE OF MOD.9CR-1MO（PVP2010-25489）

M. Ando, Japan Atomic Energy Agency, Ibarakiken, Japan; Y. Hirose, Mitsubishi Heavy Industry, Nagasaki, Japan; S. Date, S. Watanabe, Mitsubishi Heavy

Industry, Hyogo, Japan; Y. Enuma, Mitsubishi FBR Systems, Inc., Tokyo, Japan; N.

Kawasaki, Japan Atomic Energy Agency, Ibaraki, Japan

Generation IVプラントに適用するためstrain rangeを把握する目的で、いつくかの革新 的な予測法を開発している。

高温における構造設計では、疲労ダメージ及びクリープ疲労ダメージの計算に「strain range」が用いられる。したがって、「strain range」の予測は、寿命期間中の構造物の健 全状態を評価するために重要なものの一つとなっている。

高温での構造物の歪予測法の確認のため、ノッチ付き試験体で低サイクル疲労試験を行 った。全ての試験体は、JSFR（Japanese Sodium Fast Reactor）の一次系及び二次系の候 補材であるMod. 9Cr-1Moで製作された。

変位制御疲労試験と熱疲労試験は、通常の単軸push-pull test machineと誘導加熱により ノッチに熱勾配を発生する装置を用いて行った。応力集中レベルは、異なるノッチ半径で 変化させた。疲労試験の割れの開始と伝播の過程は、デジタル顕微鏡とレプリカ方法によ って観測した。疲労寿命を予測するための「strain range」を見積もるため、弾塑性FEAを 行った。そして、いくつかの歪予測と見積もりは、この試験において比較された。

9.2. PROPOSALS OF GUIDELINES FOR HIGH TEMPERATURE

STRUCTURAL DESIGN OF FAST REACTOR VESSELS（PVP2010-25414）

N. Kasahara, The University of Tokyo, Tokyo, Japan; K. Satoh, Mitsubishi FBR Systems, Inc., Tokyo, Japan; K. Tsukimori, N. Kawasaki, Japan Atomic Energy Agency, Ibaraki, Japan

高速増殖炉の原子炉容器の主な荷重は、運転過渡時の流体温度変化による熱応力により 引き起こされる。構造物は、高温状態での弾塑性クリープにより変形する。それは、ナト