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2 0 0 0 K-0802 もんじゅ損傷診断システムの開発(2) : 原子炉容器(S11-1 構造健全性評価(1))(S11 構造健全性評価)

著者
佐郷 ひろみ 町田 秀夫 和田 宏 加口 仁 田辺 宏暁
出版者
一般社団法人日本機械学会
雑誌
年次大会講演論文集 : JSME annual meeting
巻号頁・発行日
no.1, pp.383-384, 2001-08-22
A part of the SORE system was developed for Reactor Vessel. SORE is prototype system that calculates stress history and creep-fatigue damage for main component of MONJU using plant data In this study, the calculating method of stress and temperature using plant data and the procedure of fatigue damage and creep damage evaluation using calculated history of temperature and stress was investigated.

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こんな論文どうですか？ K-0802 もんじゅ損傷診断システムの開発(2) : 原子炉容器(S11-1 構造健全性評価(1))(S11 構造健全性評価)(佐郷 ひろみほか),2001 http://id.CiNii.jp/KlOXL
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