原子炉構造材の非破壊的健全性評価手法の検討(その1)
スポンサーリンク
概要
著者
関連論文
- 原子炉構造材の非破壊的健全性評価手法の検討(その1)
- 大飯3号機上蓋管台漏洩部調査に基づくPWSCCき裂進展速度について
- 290℃における600合金PWSCCき裂進展速度に及ぼす溶存水素濃度の影響について
- 加圧水型原子力発電設備の応力腐食割れ--現状と課題
- ステンレス-ニッケル基合金異材溶接部のPWSCC感受性について
- ニッケル基合金溶接部のSCCき裂進展に関する機構論的研究(その4)き裂の詳細分析による腐食の影響評価
- 原子炉容器上蓋管台部の1次冷却材漏洩経路等調査
- ニッケル基合金溶接部のSCCき裂進展に関する機構論的研究(その1)
- 資料 加圧水型原子炉の1次冷却材環境下で材料表面の直接観察が可能なジルコニア結晶製観察窓付きオートクレーブの開発
- 突起付与試験片による応力腐食割れ加速試験
- 高温水中のステンレス鋼における複数き裂の発生及び成長挙動
- 塑性加工を受けたオーステナイト系ステンレス鋼のSCC感受性評価
- 600合金系溶接金属のPWSCCに及ぼす温度の影響
- MA600合金のPWSCCに及ぼす溶存水素と温度の影響
- 解説 歪み量直接測定による残留応力測定技術の開発--精密歪み量測定法の開発と原子力分野への応用
- PWR1次系におけるオーステナイト系ステンレス鋼のSCC感受性に及ぼす加工の影響
- PWR1次冷却材中における600合金の酸化皮膜とPWSCCにおよぼす溶存水素の影響
- MA600合金のPWSCCにおける微小き裂進展挙動
- MA600合金のPWSCC挙動に及ぼす溶存水素の影響
- 歪み量直接測定による残留応力測定技術の開発
- 高温水中でのニッケル基合金とオーステナイト系ステンレス鋼のSCC破面形態とき裂進展速度に及ぼす歪み速度の影響
- 鋳造2相ステンレス鋼のPWSCC感受性に及ぼす熱時効の影響(第2報)SSRT後の破面解析からの考察
- 鋳造2相ステンレス鋼のPWSCC感受性に及ぼす熱時効の影響
- 流れ加速型腐食速度に及ぼすクロム含有量,硬さ,金属組織の影響--実機取り替え配管からの検討
- ニッケル基合金溶接部のSCCき裂進展に関する機構論的研究(その2)690系合金の材料特性の検討
- PWR1次冷却材環境下で生成した600合金の皮膜構造解析
- MA600合金の1次冷却水中応力腐食割れ(PWSCC)進展速度に関する研究
- 原子炉構造材の非破壊的健全性評価手法の検討(その2)
- 600合金溶接金属のPWSCC発生域におけるき裂進展速度
- 600合金のPWSCCに及ぼす材料中の微量添加元素(Ti,Nb)の影響
- MA600合金のPWSCCにおける微小き裂進展速度の推定
- ニッケル基合金の低温での破壊靭性の低下について