原子力プラントの仮想事故時の構造強度設計法

An explanation on design rules for evaluation of faulted conditions of the reactor primary coolant system

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原子力プラントの仮想事故状態(Faulted conditions)における構造強度評価法がASME Pressure Vessel and Boiler Code Sec.IIIの1972年Winter Addendaで大幅に追加・改訂された。本報はそれにもとづいて仮想事故状態に対する強度設計の考え方,解析方法,強度評価基準などについて説明し、あわせて従来弾性理論にもとづいてなされてた強度解析手法を準用して、塑性域の強度解析を行なう擬似弾性解析手法としての応力比法についても説明・解説を行なった。

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使用言語	:	Japanese
掲載資料名	:	圧力技術
巻	:	13
号	:	5
ページ数	:	p.264 - 271
発行年月	:	1975/05
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Structural Design; Reactor Component; Faulted Condition; Plastic Analysis; Stress Ratio Method

特許データ	:
PDF	:

論文URL	:	http://joi.jlc.jst.go.jp/JST.Journalarchive/hpi1972/12.264
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : A19755145
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 4338

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