SESSION 4.3.P (DA-11-1)：ELEVATED TEMPERATURE DESIGN I

12.1. PRIMARY CREEP MODELING BASED ON THE DEPENDENCE OF THE ACTIVATION ENERGY ON THE INTERNAL STRESS（PVP2010-25018）

L. Esposito, N. Bonora, University of Cassino, Cassino, Italy

高温設計では、一次クリープ歪の蓄積は無視できない。そのための適切なモデル化が必 要となる。一次クリープに対するメカニズムを考慮し、クリープ率を用いたモデルを提案 している。提案したモデルをP91に適用している。

12.2. DESIGN LIMITS FOR BUCKLING IN THE CREEP RANGE（PVP2010-25091）

M. Jawad, Global Engineering & Technology, Camas, WA, USA; D. Griffin, Consultant, Pittsburgh, PA, USA

時間依存型のクリープ領域における許容座屈応力について紹介している。このベースと

なるNorton式は、定常応力法や古典的なクリープ座屈式を統合し、時間依存領域での機器

の運転に対する実用的な設計のため応力歪線図を利用している。機器の各構成部位につい て、細長い円柱、円筒形シェル、球形部位及び円錐形移行部と形状により区別し紹介され ている。

12.3. NON-LINEAR CREEP-BUCKLING ANALYSIS: AN APPROACH BASED ON WRC-443 FOR DEVELOPMENT OF ALLOWABLE COMPRESSIVE STRESSES IN COKE DRUMS（PVP2010-25096）

M. S. Panwala, S. Mehta, Larsen & Toubro Limited, Surat, Gujarat, India

Coke Drumは、種々の温度と圧力を受ける精錬所でのクリティカルな機器である。温度

も非常に高く、クリープ領域で使用される。Coke Drumは、圧力と温度が48時間毎のサ イクルで変動する。その変動幅は、65～495℃、1.72～4.62 barである。設計温度は510℃、

総運転重量は2,500 tとなる。

スカートは、高温での圧縮応力を生ずる運転重量、運転圧力、風荷重、地震荷重に対し てチェックする。座屈に伴うクリープは、Coke Drumスカートの損傷に致命的な現象を生 ずる。加えて、スカートは、疲労対策とし全周に渡り規定間隔で溝（slots）があり、圧縮 応力に弱くなっている。スカートの材料は、1.25Cr-0.5Mo鋼である。

ASME Section II Part Dの外圧チャート及びAppendix 3の1.25Cr-0.5Mo鋼に対する限

界温度は482℃である。Coke Drumの設計温度は510℃であり、限界温度を超えている。

このため、ASME Section II Part D Subpart 3の許容圧縮応力を用いることは出来ない。

スカートに生ずる圧縮応力をチェックするため、WRC 443に基づき非線形クリープ座屈解 析を用いて1時間と10万時間での許容圧縮応力を作成した。蓄積クリープ歪を含んだ曲線 は、1時間と10万時間のためのAPI 579-1/ASME FFS-1 2007を用いて作成した。1時間 と10万時間における非線形クリープ座屈解析は、応力歪線図を用いてANSYSで行った。

許容圧縮応力は、1時間では227.8 MPaと、10万時間では86.8 MPaと算出された。

13. SESSION 4.4.P (DA-11-2)：ELEVATED TEMPERATURE DESIGN II 13.1. CREEP STRENGTH EVALUATION OF WELDED JOINT MADE OF

MODIFIED 9CR-1MO STEEL FOR JAPANESE SODIUM COOLED FAST REACTOR (JSFR)（PVP2010-26014）

T. Wakai, Y. Nagae, T. Onizawa, S. Obara, Japan Atomic Energy Agency, O-arai, Ibaraki, Japan; Y. Xu, Mitsubishi FBR Systems, Inc., Shibuya-ku, Tokyo, Japan; T.

Ohtani, S. Date, Mitsubishi Heavy Industry, Hyogo, Japan; T. Asayama, Japan Atomic Energy Agency, Higashi-Ibaraki-gun, Ibarakiken, Japan

日本型ナトリウム冷却高速増殖炉（JSFR）に用いられる改良9Cr-1Mo鋼（ASME Gr. 91） の溶接継手の暫定許容応力を提案している。

SFRの早期商業化のためには、経済的な競争力は、重要な必須要求事項の1つである。建 設コストを減少させる最も実際的なものの1つとして、構造材の総量を減少させることであ る。ASME Gr. 91は優秀な熱的性質と高温強度の両方を有しているため、SFRの主要構造 材料としての必要条件を満たす。主要配管へのASME Gr. 91の使用は、コンパクトなプラ ント設計を可能とすることができる。一次冷却系のホットレグ配管には1つのエルボしか要 しない。しかし、その様なコンパクトな配管では、溶接継手と高応力部との距離を十分に 確保することは難しい。

ASME Gr. 91を含んだCSEFの溶接継手では、クリープ強度は長時間領域での明確な低下 があるかもしれない。この現象は、タイプIV損傷として知られている。ASME Gr. 91で製 作された溶接継手の550℃での明確な強度低下は観察されていないが、長期間クリープにお いて強度低下が生ずると仮定することは適切である。したがって、タイプIV損傷による強 度低下を考慮し、JSFR配管設計に適用する許容応力は、温度加速型状態で収得したクリー プ破断データに基づいて提案された。ASME Gr. 91の溶接継手の利用可能なクリープ破断 データは、日本の鉄鋼ベンダから提供された。データベースは、領域分割法（region partition method）により分析された。クリープ破断データは、短期と長期の2つの領域に分割し、

LMPとの回帰分析により評価した。短期と長期の境界は、対応温度における母材の0.2％耐 力の半分であった。

JSFRの一次系ホットレグ配管の現在の設計は、提案された許容応力を用いて評価された。

その結果、コンパクトな配管設計が保証されることを示した。

暫定許容応力の検証として、長期クリープ試験を開始した。長期クリープ破断データが 得られた後、暫定許容応力は適切に再検討される。

さらに、溶接継手性能を向上させるいくつのかの技術が調査され導入された。

13.2. COMPARISON OF NOTCHED BAR CREEP BEHAVIOR OF VARIOUS ALLOYS（PVP2010-26096）

Y. Takahashi, CRIEPI, Yokosuka, Kanagawa, Japan

クリープ破断の可能性は、高温での種々の部位において評価する必要がある。多くの部 位においては、多軸応力状態で扱う必要があるが、クリープ破断試験は単軸引張条件で行 われる。高応力3軸下でクリープ破断の挙動を調べるため、発電所で用いられている種々の 合金でのノッチを有する棒状の試験片を用いたクリープ試験を行った。標準試験片との比 較において、全ての材料ではノッチを有する試験片のほうがクリープ強度は強くなったが、

幾つかの材料では破断にいたる変形の減少が確認された。その量は、同様ではなく、高ク ロム鋼では大きく、オーステナイトステンレス鋼では小さかった。