1128 液面部模擬試験による中間保持クリープ疲労評価法の検証(OS11-7 材料の疲労挙動と損傷評価-疲労損傷・寿命予測-)
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概要
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For application to the commercialized fast reactor, JSFR, creep fatigue evaluation method was improved to consider holding position during creep in the previous study. In the previous study, the validity of the improved method was confirmed by using the uniaxial tests only. In this study, for the validation of the improved method, we conducted the thermal transient tests of reactor vessel model. As the result, based on the elastic analysis, the method predicts the crack initiation life with enough margins. In addition, based on the inelastic analysis, the method predicts the crack initiation life with high accuracy.
- 2010-10-09
著者
-
岡島 智史
東京大学大学院工学系研究科
-
笠原 直人
日本原子力研究開発機構
-
笠原 直人
核燃料サイクル開発機構大洗工学センター
-
川崎 信史
日本原子力研究開発機構次世代原子力システム研究開発部門
-
岡島 智史
原子力機構
-
岡島 智史
日本原子力研究開発機構
-
笠原 直人
日本原子力研究開発機構:東京大学大学院
-
川崎 信史
日本原子力研究開発機構
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