動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム
Online ISSN : 2424-2950
セッションID: F214
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F214 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その1:強度評価法開発の考え方(FBR(2),OS-8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル(3),一般講演,地球温暖化防止と動力エネルギー技術)
川崎 信史永江 勇二加藤 章一安藤 勝訓笠原 直人
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抄録
Concept of development in strength evaluation for fast reactor vessels was introduced. Based on the characteristics of reactor vessel for developing fast breeder reactor, creep-fatigue strength and ratcheting deformation criterion are under developing. For the creep-fatigue strength, intermediate dwelling creep-fatigue, aging effect and strain concentration are selected as developing items. The ratcheting deformation criterion will be determined by ratcheting fatigue and ratcheting creep-fatigue test results.
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© 2008 一般社団法人 日本機械学会
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