山本 和秀
著者に関連した記事は3件です。
更新情報
第1回
インコネル600部位予防保全技術
著者:
谷口 優,Masaru TANIGUCHI,山上 真広,Mahiro YAMAGAMI,山本 和秀,Kazuhide YAMAMOTO,杉本 憲昭,Noriaki SUGIMOTO
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
environment-interception replace SCC stress-mitigation
谷口 優,Masaru TANIGUCHI,山上 真広,Mahiro YAMAGAMI,山本 和秀,Kazuhide YAMAMOTO,杉本 憲昭,Noriaki SUGIMOTO
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
environment-interception replace SCC stress-mitigation
Abstract : For stress corrosion crack(SCC) of Inconel 600, on the opportunity of the leak issue of the reacter vessel he ad nozzle at Bujey-3 in 1991, MHI has been engaged in reseach and development about the field of evaluation, maintenanc e and inspection for the part using Inconel 600 on RCS pressurized boundary. In this report, it introduces about the tec hnique of preventive maintenance for the part using Inconel 600, which have been developed or under development by MHI....
英字タイトル:
Technique of Preventive Maintenance for part using Inconel 600
英字タイトル:
Technique of Preventive Maintenance for part using Inconel 600
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7回
大飯発電所における原子炉容器出口管台予防保全対策工事の実施について
著者:
市木 成樹,Shigeki ICHIKI,岩橋 裕樹,Hiroki IWAHASHI,寺田 典夫,Norio TERADA,中村 康夫,Yasuo NAKAMURA,山本 和秀,Kazuhide YAMAMOTO
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Cylindrical Container INLAY PWSCC Reactor Vessel Outlet Nozzle Temper Bead Welding
市木 成樹,Shigeki ICHIKI,岩橋 裕樹,Hiroki IWAHASHI,寺田 典夫,Norio TERADA,中村 康夫,Yasuo NAKAMURA,山本 和秀,Kazuhide YAMAMOTO
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Cylindrical Container INLAY PWSCC Reactor Vessel Outlet Nozzle Temper Bead Welding
Preventive maintenance techniques against PWSCC found in Alloy 600 welds have been applied progressively, however, in February 2008, a defect of PWSCC had been found in an outlet nozzle to safe-end weld of Reactor vessel of PWR in Ohi Nuclear Power Station Unit 3 during an outage. Then the defect was removed and after its safety was confirmed, the unit was placed in operation. In the next outage, INLAY method using the cylindrical container was applied an d repair welding for the removed part was performed...
英字タイトル:
INLAY Method Using the Cylindrical Container for Reactor Vessel Outlet Nozzle of PWRfor Ohi Nuclear Power Station
英字タイトル:
INLAY Method Using the Cylindrical Container for Reactor Vessel Outlet Nozzle of PWRfor Ohi Nuclear Power Station