1. 緒言
残留応力は、Fig. 1に示すように第I種残留応力σ
I
また、著者らは高エネルギー放射光を利用して静的に塑 性引張りを受けたオーステナイト系ステンレス鋼の微視 、第
的残留応力と回折面依存性について研究した[5]。これ
1. 緒言
残留応力は、Fig. 1に示すように第I種残留応力σ
I
また、著者らは高エネルギー放射光を利用して静的に塑 性引張りを受けたオーステナイト系ステンレス鋼の微視 、第
的残留応力と回折面依存性について研究した[5]。これ
1.緒言
運転開始後 40 年を超える原子力発電設備が増加す る時期を迎え,その経年化対策が大切である.特に, 応力腐食割れは重要課題であり,オーステナイト系ス テンレス鋼の塑性変形と残留応力についての科学的理 解を築くことは不可欠である.機械加工や
1.緒言
高速増殖炉(以下、FBR)の実用化に向けて、経済 性向上の一方策として、プラントを長寿命化しトータ ルコストを低減することが検討されている。そのため、 プラント長寿命化に対応して、プラント構造材料の経 年化を適切に評価することが求
1.緒言
沸騰水型原子力プラントでは、1980年代より応力腐食割れが問題になるような機器、配管には炭素含有量を低減した低炭素ステンレス鋼が使用されている。しかし、経年プラントにおいて、低炭素ステンレス鋼製のシュラウド、原子炉再循環系配管で相次いで応
「Residual Stress」と一致する結果は見つかりませんでした。