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J-GLOBAL ID：201502214732446699   整理番号：15A0803750

地震荷重下にある加圧配管系におけるラチェットの実験検討と数値検討

Experimental and Numerical Studies of Ratcheting in a Pressurized Piping System Under Seismic Load

著者 (6件)： RAVIKIRAN A. (Bhabha Atomic Res. Centre, Mumbai, IND) ,  DUBEY P. N. (Bhabha Atomic Res. Centre, Mumbai, IND) ,  AGRAWAL M. K. (Bhabha Atomic Res. Centre, Mumbai, IND) ,  REDDY G. R. (Bhabha Atomic Res. Centre, Mumbai, IND) ,  SINGH R. K. (Bhabha Atomic Res. Centre, Mumbai, IND) ,  VAZE K. K. (Bhabha Atomic Res. Centre, Mumbai, IND)
資料名： Journal of Pressure Vessel Technology  (Journal of Pressure Vessel Technology)
巻： 137  号： 3  ページ： 031011.1-031011.7  発行年： 2015年06月 
JST資料番号： D0445B  ISSN： 0094-9930  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： アメリカ合衆国 (USA)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 原子炉配管系の設計要求充足手順では所定振幅で包括的な地震荷重への耐性評価が必要となる。包括的評価には,配管系の非弾性応答予測の取得要求から,不測イベント(設計基礎超過)向けの妥当な安全余裕(故障信頼性保証用)など迄を含む。今回,地震荷重下での加圧配管系の非弾性応答の実験解析と数値解析の詳細を示した。三次元のステンレス鋼配管系を対象にスネーク試験(内圧付与,地震荷重負荷,基礎からの励振振幅は配管系が故障に至る迄は増加)を実施した。供試した配管系は各種の励振レベルにつき反復的応答スペクトル法で解析した。数値結果と解析結果の比較を含む。

シソーラス用語： *配管システム ,  加圧 ,  ラチェット【材力現象】 ,  地震荷重 ,  内圧 ,  *原子炉冷却系 ,  原子炉容器 ,  数値解法 ,  *耐震解析 ,  *耐震実験 ,  *安全設計
準シソーラス用語： 配管系 ,  応答スペクトル法

分類 (3件)： 配管材料,弁  (QD05020E) ,  原子炉冷却系  (MD04040P) ,  原子炉安全一般  (MD06010W)

タイトルに関連する用語 (6件)： 地震荷重 ,  加圧 ,  配管系 ,  ラチェット ,  実験 ,  数値