4015 高速炉炉心支持構造における熱過渡応力の熱流動-構造統合解析(S25-3 構造解析,S25 材料・構造の非弾性挙動・高温強度・損傷評価)
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概要
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Thermal transient stress at core support structure of advanced fast reactor was evaluated using thermal hydraulic-structure total analysis method with experimental design. Maximum thermal stress is calculated 15〜18% larger than nominal thermal stress by uncertainty of system parameters. Maximum thermal stress was evaluated 63〜68% larger than nominal thermal stress when predicted by the past deign method, therefore about 40% excessive imaginary stress could be appropriate by thermal hydraulic-structure total analysis.
- 2006-09-15
著者
-
笠原 直人
原子力機構
-
笠原 直人
日本原子力研究開発機構
-
川崎 信史
原子力機構
-
笠原 直人
核燃料サイクル開発機構大洗工学センター
-
古橋 一郎
CRCソリューションズ
-
細貝 広視
常陽産業
-
笠原 直人
東大大学院
-
川崎 信史
日本原子力研究開発機構
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