原子炉圧力容器ノズル部の加圧熱衝撃に関する基礎研究
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概要
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原子炉圧力容器の加圧熱衝撃時の材質劣化および圧力容器自体のコンプライアンスの影響を調べるために,コーナーき裂を有する原子炉圧力容器材A508 calss3鋼製のノズル部モデルを実験に供し,脆性領域と延性領域で熱衝撃による不安定破壊実験を行い,破壊力学パラメータにより評価を行った.また,実機において想定される加圧熱衝撃時の破壊力学パラメータ算出の数値実験も試みた.
- 一般社団法人日本機械学会の論文
- 1985-12-25
著者
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