文献

J-GLOBAL ID：201002269561807959   整理番号：10A0254975

沸騰水型原子炉環境におけるニッケル基合金溶接の信頼性に基づく検査

Reliability based inspection of nickel-based alloy welds in boiling water reactor environment

著者 (3件)： KHALIFA Mohamed (Process Engineering, Fac. of Engineering and Applied Sci., Memorial Univ., SJ carew Building, St John’s, NL, Canada ...) ,  KHAN Faisal (Process Engineering, Fac. of Engineering and Applied Sci., Memorial Univ., SJ carew Building, St John’s, NL, Canada ...) ,  HADDARA Mahmoud (Process Engineering, Fac. of Engineering and Applied Sci., Memorial Univ., SJ carew Building, St John’s, NL, Canada ...)
資料名： Reliability Engineering & System Safety  (Reliability Engineering & System Safety)
巻： 95  号： 5  ページ： 494-498  発行年： 2010年05月 
JST資料番号： D0980B  ISSN： 0951-8320  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 応力腐食亀裂(SCC)問題は沸騰水型原子炉(BWR)装置で通常観測される。ニッケル基合金溶接はBWR装置で一般に使用される。材料のニッケル含有量は応力腐食亀裂に対して耐性を改善する。しかしながら,応力腐食亀裂はこれらの溶接において今なお一つの問題となっている。亀裂が検出されると,中間修理が必要となるかどうかの決定を行わなければならない。非破壊検査手法を用いた,SCCを受けるBWRのニッケル基合金溶接の信頼性を推定するためのモデルを紹介した。目標とする信頼性レベルを維持するために,必要となる再検査間隔を推定するための数値例を通して提案した方法とモデルを示した。Copyright 2010 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.

シソーラス用語： *BWR型原子炉 ,  応力腐食割れ ,  信頼性 ,  ニッケル合金 ,  故障率 ,  *非破壊検査 ,  *原子炉安全 ,  亀裂伝搬 ,  ノズル ,  溶接 ,  信頼性解析
準シソーラス用語： *沸騰水型原子炉 ,  応力腐食亀裂

分類 (2件)： 原子炉安全一般  (MD06010W) ,  非破壊試験  (HB02030F)

タイトルに関連する用語 (5件)： 沸騰水型原子炉 ,  環境 ,  ニッケル基合金 ,  溶接 ,  検査