F-1709 発電用原子力設備における溶接継手効率の検討(S59-3 規格基準の高度化に関連する研究・開発状況(3))(S59 規格基準の高度化に関連する研究・開発状況)
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概要
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The allowable design stresses of Core Support Structure, Reactor Internal Components and Class 3 and 4 Vessels are determined using the joint efficiency factors provided in ASME PV and P Code, Sec. III. The joint efficiency factor is prepared in accordance with type of weld joint and procedure of nondestructive evaluation. This factor might be conservative under well controlled welding. The acceptable joint efficiency factors for BWR internal components are evaluated through the tensile and fatigue tests using some typical weld joint specimens made of SUS316L with a defect. These specimens are also evaluated by nondestructive procedures before the mechanical tests.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 2001-08-22
著者
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山下 理道
東京電力(株)
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山下 理道
東京電力(株)原子力技術部
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菅野 智
(株)日立製作所機械研究所
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菅野 智
(株)日立製作所
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佐伯 綾一
(株)東芝電力システム社
-
菅野 智
(株)日立製作所原子力事業部
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