原子炉圧力容器や配管溶接部に対する構造健全性評価においては、溶接残留応力は最も重要な影響因子の一つであり、その高精度解析手法に基づく評価が重要である。本報では、これまでに原子力機構で整備された原子炉圧力容器内面のクラッド部や原子炉配管溶接部に対する溶接残留応力解析手法を活用し、機器の経年劣化に係る様々な影響因子の不確実さも考慮して、機器の破損頻度を求めることができる確率論的破壊力学に基づく健全性評価手法に関する最近の研究について紹介する。
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使用言語 |
: | Japanese |
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: | 2017/10 |
開催都市 |
: | 東京 |
開催国 |
: | 日本 |
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論文解説記事 |
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