M&M材料力学カンファレンス
Online ISSN : 2424-2845
セッションID: OS1411
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OS1411 原子炉容器炉内計装筒貫通部欠陥の応力拡大係数ベンチマーク解析
三浦 直樹桃井 康憲釜谷 昌幸越智 真弓北条 公伸
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抄録
Structural damage due to primary water stress corrosion cracking has occurred in reactor vessel penetration around bottom mounted instrumentation. In this paper, a benchmark analysis was conducted to evaluate the stress intensity factor for the assumed crack in a reactor vessel penetration, and the effect of dominant factors on the analysis results was examined.
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© 2013 一般社団法人 日本機械学会
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