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

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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.

著者

竹田 周平 町田 秀夫 佐藤 親宏 西野 正一郎 宮田 浩一

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2008, pp.411, 2008

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BWRクラス1配管を対象に,製造欠陥の疲労き裂進展による破損確率のみならず,SCCにより発生したき裂のSCCき裂進展による破損確率ならびに減肉による破損確率を評価した。