米国の加圧水型原子力発電所における Alloy 600 製圧力バウンダリー構成機器の1次冷却水応力腐食割れ事例の傾向分析 Trending Analysis of Incidents Involving Primary Water Stress Corrosion Cracking on Alloy 600 Components at U.S. PWRs

この論文をさがす

著者

    • 高原 省五 TAKAHARA Shogo
    • (独)日本原子力研究開発機構 安全研究センター Japan Atomic Energy Agency, Nuclear Safety Research Center
    • 渡辺 憲夫 WATANABE Norio
    • (独)日本原子力研究開発機構 安全研究センター Japan Atomic Energy Agency, Nuclear Safety Research Center

収録刊行物

  • 日本原子力学会和文論文誌 = Transactions of the Atomic Energy Society of Japan

    日本原子力学会和文論文誌 = Transactions of the Atomic Energy Society of Japan 5(4), 282-291, 2006-12-25

    日本原子力学会

参考文献:  20件中 1-20件 を表示

  • <no title>

    Nuclear Regulatory Commission

    Degradation of Reactor Coolant Pump Stud, 1980

    被引用文献1件

  • <no title>

    Nuclear Regulatory Commission

    Boric Acid Corrosion of Carbon Steel Reactor Pressure Boundary Component in PWR Plants, 1988

    被引用文献1件

  • <no title>

    Nuclear Regulatory Commission

    Degradation of Control Rod Drive Mechanism Nozzle and Other Vessel Closure Head Penetrations, 1997

    被引用文献1件

  • <no title>

    Nuclear Regulatory Commission

    Issuance of Order Establishing Interim Inspection Requirements for Reactor Pressure Vessel Heads at Pressurized Water Reactor, 2003

    被引用文献1件

  • <no title>

    資源エネルギー庁

    高経年化に関する基本的な考え方, 1996

    被引用文献1件

  • <no title>

    経済産業省

    日本原子力発電 (株) 敦賀発電所2号機における加圧器逃がしライン管台部等のひび割れの原因と対策に係る日本原子力発電 (株) からの報告及び検討結果について, 2003

    被引用文献1件

  • <no title>

    経済産業省

    関西電力 (株) 大飯発電所3号機の定期検査中に発見された制御棒駆動装置取付管台等からの漏えいについて, 2004

    被引用文献1件

  • <no title>

    GRIMMEL B.

    U.S. Plant Experience with Alloy 600 Cracking and Boric Acid Corrosion of Light-Water Reactor Pressure Vessel Materials, 2005

    被引用文献1件

  • Summary of US PWR reactor vessel head nozzle inspection results

    WHITE G.

    Proc. Conf. on Vessel Penetration Inspection, Crack Growth and Repair, 2005, 2005

    被引用文献1件

  • <no title>

    Nuclear Regulatory Commission

    Through-Wall Circumferential Cracking of Reactor Pressure Vessel Head Control Rod Drive Mechanism Penetration Nozzles at Oconee Nuclear Station, Unit 3, 2001

    被引用文献1件

  • <no title>

    Nuclear Regulatory Commission

    Circumferential Cracking of Reactor Pressure Vessel Head Penetration Nozzle, 2001

    被引用文献1件

  • <no title>

    Nuclear Regulatory Commission

    Reactor Pressure Vessel Head Degradation and Reactor Coolant Pressure Boundary Integrity, 2002

    被引用文献1件

  • Parametric studies of the probability of failure of CRDM nozzles

    SHACK W. J.

    Proc. Conf. on Vessel Penetration Inspection, Crack Growth and Repair, 2005, 2005

    被引用文献1件

  • <no title>

    Nuclear Regulation Commission

    Inspection of Alloy 82/182/600 Materials Used in the Fabrication of Pressurizer Penetrations and Steam Space Piping Connections at Pressurized Water Reactors, 2004

    被引用文献1件

  • <no title>

    Nuclear Regulatory Commission

    Leakage from Reactor Pressure Vessel Lower Head Penetrations and Reactor Coolant Pressure Boundary Integrity, 2003

    被引用文献1件

  • <no title>

    South Texas Project Unit 1

    Revised Summary of ASME Code Calculations Performed for Repair of Bottom Mounted Instrumentation Penetrations, 2003

    被引用文献1件

  • <no title>

    Arkansas Nuclear One Unit 2

    Pressurizer Heater Sleeve and A Reactor Coolant System Hot Leg Resistance Temperature Detector Nozzle were Leaking due to Primaty Water Stress Corrosion Cracking, 2000

    被引用文献1件

  • Stress corrosion cracking of inconel Alloy 600 in high temperature water-An update

    BANDY R.

    Corrosion 40, 425, 1984

    被引用文献2件

被引用文献:  1件中 1-1件 を表示

各種コード

  • NII論文ID(NAID)
    10018285372
  • NII書誌ID(NCID)
    AA11643165
  • 本文言語コード
    JPN
  • 資料種別
    NOT
  • ISSN
    13472879
  • NDL 記事登録ID
    8634249
  • NDL 雑誌分類
    ZN36(科学技術--原子力工学・工業)
  • NDL 請求記号
    Z74-C788
  • データ提供元
    CJP書誌  CJP引用  NDL 
ページトップへ