上田 剛史
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第5回
レーザ外面照射応力改善法による残留応力低減法
著者:
上田 剛史,Takeshi UEDA,村上 平八朗,Heihachiro MURAKAMI
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Laser Nozzle Pipe Residual Stress Stress Corrosion Crack Weld
上田 剛史,Takeshi UEDA,村上 平八朗,Heihachiro MURAKAMI
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Laser Nozzle Pipe Residual Stress Stress Corrosion Crack Weld
Improvement of residual stress is effective in a countermeasure for the stress corrosion cracks in pipe welds. An outer surface irradiated Laser Stress Improvement Process (L-SIP) will be introduced as a method to improve residual stress inside steel pipes. This method is to improve inne r surface residual stress from tensile stress to compressive by the temperature differences between inner and outer surface, that is generated b y the irradiation of laser beam around the welds of steel pipe. Recently this...
英字タイトル:
Improvement of Residual Stress by Outer Surface Irradiated Laser Stress Improvement Process
英字タイトル:
Improvement of Residual Stress by Outer Surface Irradiated Laser Stress Improvement Process
第15回
原子炉容器出入口管台６００合金使用部位に対する予防保全晃司（原子炉容器出入口管台INLAY工事）
著者:
三好 善幸,上田 剛史,山本 和秀,小林 雄貴,（三菱重工）
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Alloy600 Alloy690 Application INLAY Material change PWR SCC
三好 善幸,上田 剛史,山本 和秀,小林 雄貴,（三菱重工）
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Alloy600 Alloy690 Application INLAY Material change PWR SCC
加圧水型原子炉(PWR)の応力腐食割れに対して国内外で様々な工法が開発され、実機に適用されている。原子炉容器出入口管台の600合金使用部位の応力腐食割れ対策として、原子炉容器出入口管台 INLAY 工法が開発され、実機への適用実績がある。2018年3月～4月に九州電力掬川内原子力発電所1号機に対し、本工法が適用された。...
第15回
国内初のPWR廃止措置系統除染工事について
著者:
新田 義一,沖村 浩司,上田 剛史,鬼塚 博徳,上野 怜子,（三菱重工） 宮井 勲,藤田 隆之,野村 厚夫,（原子力サービスエンジニアリング）
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Decommissioning DF FSD Mihama Unit 1 & 2 Nickel alloy 690 PWR
新田 義一,沖村 浩司,上田 剛史,鬼塚 博徳,上野 怜子,（三菱重工） 宮井 勲,藤田 隆之,野村 厚夫,（原子力サービスエンジニアリング）
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Decommissioning DF FSD Mihama Unit 1 & 2 Nickel alloy 690 PWR
Mihama Unit 1 & 2 are the first decommissioned nuclear power plants in the Japanese PWR (Pressurized Water Reactor). FSD (Full System Decontamination) in PWR has never been conducted in Japan before. FSD in Mihama Unit 1 & 2 is the first one in the Japanese PWR. On the other hand, heat transfer tubes of steam generator are made of nickel alloy 690. Chemical decontamination for nickel alloy 690 has never been conducted in the world. As the result, the target which DF (decontamination factor) is over 30 is ac...
英字タイトル:
The nation’s first FSD for PWR decommissioning
英字タイトル:
The nation’s first FSD for PWR decommissioning