衝撃荷重下における原子炉用黒鉛の曲げ強度および疲労強度特性
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概要
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The graphite components in HTR (High Temperature gas-Cooled Reactor) are subjected to impact force when an earthquake occurs. It is important from a view point of seismic safety design to investigate the difference between impact and nonimpact strengths. Both bending Strength and bending fatigue strength tests, therefore, Were carried out under impact and nonimpact loads on two kinds of graphite materials, that is, isotropic and near-isotropic ones. The impact response analyses, in which a beam model was used by taking account of the contact behavior between the specimen and a tap, Were performed to evaluate the relationships among impact energy, impact force and impactstress.
- 社団法人日本材料学会の論文
- 1991-02-15
著者
-
菊地 賢司
原研
-
二川 正敏
日本原子力研究所材料研究部
-
菊地 賢司
日本原子力研究所
-
武藤 康
日本原子力研究所
-
二川 正敏
日本原子力研究所
-
柴田 碧
東京大学生産技術研究所
-
菊地 賢司
(独)日本原子力研究開発機構j-parcセンター
-
柴田 碧
東京大学生産技術研究所第2部(元)
-
菊地 賢司
JAEA
-
菊地 賢司
日本原子力研究開発機構東海研究所
-
菊池 賢司
カンガルー歯科
-
菊地 賢司
正員 日本原子力研究所
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