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J-GLOBAL ID：201302200784850440   整理番号：13A1028103

スペクトル荷重法に対するシンプルなスクリーニングクリテリオンからの熱疲れストリッピング損傷評価

Thermal fatigue striping damage assessment from simple screening criterion to spectrum loading approach

著者 (3件)： PAFFUMI E. (Inst. for Energy, European Commission Joint Res. Centre, P.O. Box 2, 1755 ZG Petten, NLD) ,  RADU V. (Inst. for Nuclear Res., P.O. Box 78, 115400 Mioveni, Pitesti, ROM) ,  NILSSON K.-f. (Inst. for Energy, European Commission Joint Res. Centre, P.O. Box 2, 1755 ZG Petten, NLD)
資料名： International Journal of Fatigue  (International Journal of Fatigue)
巻： 53  ページ： 92-104  発行年： 2013年08月 
JST資料番号： D0802B  ISSN： 0142-1123  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： 熱疲れは,原子炉構成要素の寿命を評価するための重要な劣化機構である。一般的に,非線形温度差だけが既知であり,熱表面荷重は未知であるために,構成要素の信頼性のある寿命評価は困難である。本文では,熱疲れをうける管構成要素を評価するために,マルチレベル法を検討した。そのレベルは,(a)シンプルなスクリーニングクリテリオン,(b)一定振幅および周波数をもつ正弦荷重(SIN法)によって置換した熱スペクトルおよび限界周波数に関係する亀裂発生および亀裂伝搬の評価,および(c)亀裂発生および伝搬に適用されるスペクトル荷重の各種のレベルである。仮定に基づいて,各種のレベルを記述した。その方法における各種のレベルを適用して,熱疲れによって管が損傷するところのCivauxケースの寿命を評価した。その方法の各種のレベルによって,熱疲れ寿命の保存的評価できるが,その保守的傾向はもっと複雑な高レベル評価によって低減できる。境界条件および初期荷重のような重要な因子の影響を検証した。また,SIN法は,熱疲れ損傷がないところのしきい値を決定するために,適用できることもわかった。Copyright 2013 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.

シソーラス用語： 原子炉構成要素 ,  *管 ,  *寿命評価 ,  *熱疲れ ,  疲れ損傷 ,  亀裂発生 ,  亀裂伝搬

分類 (2件)： 金属材料  (HC05020S) ,  原子炉冷却系  (MD04040P)

タイトルに関連する用語 (5件)： スペクトル ,  荷重 ,  熱疲れ ,  ストリッピング ,  損傷評価