第1号発電用原子炉の圧力容器用鋼板の脆性破壊強度について(所外発表)
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概要
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茨城県東海村に建設された日本原子力発電株式会社の第1号原子炉に使用した原子炉圧力容器用鋼板の初期脆性破壊強度を,中型および大型Robertson試験によってしらべ,原子炉完成後のPressure test時の温度決定の資料を得るとともに,中性子照射による脆化のかわりに高温予歪による脆化を,小型試験としてのVノッチシャルピー試験結果から検討し,両者を比較した。
- 1965-11-30
著者
-
池田 一夫
(株)神戸製鋼所構造研究所
-
木原 博
東京大学工学部
-
池田 一夫
運輸省船舶技術研究所船体構造部材料研究室
-
岩井 宣雄
運輸省船舶技術研究所船体構造部
-
木原 博
東京大学工学部 船舶工学科
-
木原 博
大阪大学溶接工学研究所
-
池田 一夫
船舶技術研究所船体構造部材料研究室長工博
-
池田 一夫
運輸省船舶技術研究所船体構造部
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