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J-GLOBAL ID：202102213782121556   整理番号：21A1950384

BWR内部部品の構造的健全性評価のための照射オーステナイトステンレス鋼の破壊靭性基準【JST・京大機械翻訳】

Fracture Toughness Criteria of Irradiated Austenitic Stainless Steels for Structural Integrity Evaluation of BWR Internal Components

著者 (6件)： Hayashi Takahiro (TOSHIBA Energy Systems & Solutions Corporation, Yokohama, Japan) ,  Tanaka Shigeaki (TOSHIBA Energy Systems & Solutions Corporation, Yokohama, Japan) ,  Abe Tomonori (TOSHIBA Energy Systems & Solutions Corporation, Yokohama, Japan) ,  Sakuraya Seiji (Nippon Nuclear Fuel Development, Ibaraki, Japan) ,  Ooki Suguru (Tokyo Electric Power Company Holdings, Tokyo, Japan) ,  Kaminaga Takayuki (Tokyo Electric Power Company Holdings, Tokyo, Japan)
資料名： ASME Conference Proceedings  (ASME Conference Proceedings)
号： PVP2019  ページ： Null  発行年： 2019年 
JST資料番号： A0478C  資料種別： 会議録 (C)
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： プラント寿命管理(PLM)評価における構造健全性評価方法論の連続改善は,老朽化軽水炉にとって重要性を増している。PLM評価では,構造健全性評価は,対象機器と部品で考慮された劣化メカニズムに必要である。原子炉内部部品に使用されるオーステナイトステンレス鋼は,蓄積された中性子照射損傷による延性と破壊靱性の低下を示すことが知られている。日本では,沸騰水炉(BWR)内部部品の照射ステンレス鋼について,線形弾性破壊力学に基づく破壊評価手法と基準を,日本機械工学学会(JSME FFSコード)の原子力発電所の「合衆国」の「規則」が提供するものである。” JSME FFS Code(JSME FFS Code)”は,沸騰水炉(BWR)内部部品の照射ステンレス鋼に対して,破壊評価手法と基準を提供する。しかし,破壊靱性基準は,限られた材料試験データと,その時点で利用可能な知識によって開発され,そのコードが当初確立されたので,改訂されていない。本研究では,1から3dpaまでの中性子フルエンス範囲に対して,本研究で得られた付加的材料試験データを含む,照射オーステナイト系ステンレス鋼の破壊靱性に関する最新のデータベースを用いて,構造健全性評価のための破壊靱性基準を議論し,開発した。最初に,BWR条件で照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の破壊靱性データを,破壊靱性と中性子フルエンスの間の相関を評価するためにコンパイルした。化学組成や試料方位などの破壊靱性に影響する材料特性も考慮し,破壊靱性基準の開発において考察した。結果に基づいて,照射オーステナイト系ステンレス鋼の破壊靱性基準を,BWR内部部品の破壊評価のために提案した。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 延性 ,  化学組成 ,  原子炉 ,  中性子照射 ,  機械工学 ,  データベース ,  材料試験 ,  *ステンレス鋼 ,  *破壊靱性 ,  軽水型原子炉 ,  BWR型原子炉 ,  *オーステナイト系ステンレス鋼 ,  原子力発電所
準シソーラス用語： 構造健全性 ,  試験データ , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 原子炉の構成要素と原子炉材料一般  (MD04010I) ,  金属材料  (HC04020L)

タイトルに関連する用語 (4件)： BWR ,  健全性評価 ,  オーステナイトステンレス鋼 ,  破壊靭性