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J-GLOBAL ID：200902170866184261   整理番号：99A0738940

原子炉冷却系配管のクリープ破損の実験ならびに解析的研究

Experimental and Analytical Studies on Creep Failure of Reactor Coolant Piping.

著者 (9件)： MAEDA A (Japan Atomic Energy Res. Inst., Ibaraki-ken, JPN) ,  MARUYAMA Y (Japan Atomic Energy Res. Inst., Ibaraki-ken, JPN) ,  HASHIMOTO K (Japan Atomic Energy Res. Inst., Ibaraki-ken, JPN) ,  HARADA Y (Japan Atomic Energy Res. Inst., Ibaraki-ken, JPN) ,  SHIBAZAKI H (Japan Atomic Energy Res. Inst., Ibaraki-ken, JPN) ,  KUDO T (Japan Atomic Energy Res. Inst., Ibaraki-ken, JPN) ,  NAKAMURA N (Japan Atomic Energy Res. Inst., Ibaraki-ken, JPN) ,  HIDAKA A (Japan Atomic Energy Res. Inst., Ibaraki-ken, JPN) ,  SUGIMOTO J (Japan Atomic Energy Res. Inst., Ibaraki-ken, JPN)
資料名： 日本原子力研究所JAERI-Conf
ページ： 165-170  発行年： 1999年07月 
JST資料番号： L2150A  資料種別： 会議録 (C)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 高温高圧での原子炉冷却系配管の熱的・構造的応答の研究がWIN...

シソーラス用語： *原子炉安全 ,...
準シソーラス用語： 過酷事故 ,...

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分類 (2件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  原子炉冷却系  (MD04040P)

タイトルに関連する用語 (7件)： 原子炉冷却系 ,  配管 ,  クリープ ,  破損 ,  実験 ,  解析 ,  研究