原子炉圧力容器鋼研究の現状と展望

Present status and future perspective of nuclear reactor pressure vessel steel research

近年軽水炉プラントの運転期間を当初の予定より延長するという、いわゆる長寿命化への要求と期待が高まっている。圧力容器は軽水炉プラントの耐用年数を評価する上で最も重要な構造機器の一つである。圧力容器の経年的な変化を考える上で重要な照射脆化の問題に絞り、その研究の現状と展望について解析を行った。以下に項目を示す。i)照射脆化の原因となるミクロ因子 ii)現行の脆化の予測法 iii)予測法の高度化への課題

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使用言語	:	Japanese
掲載資料名	:	日本学術振興会原子炉材料第122委員会資料集
巻	:	0
号	:
ページ数	:	p.1 - 8
発行年月	:	1995/00
発表会議名	:	日本学術振興会
開催年月	:	1995/01
開催都市	:	東京
開催国	:
キーワード	:	圧力容器; 照射脆化; 破壊靱性; 中性子照射

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登録番号 : B19941511
抄録集掲載番号 : 230282
論文投稿番号 : 12954

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