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タイトル | 沸騰水型軽水炉過酷事故における炉心溶融物の挙動 1 - メタル系,酸化物系溶融物によるステンレス鋼製構造物の破壊 |
翻訳タイトル | Melting behavior of reactor core during severe accident of BWR 1 - fracture behavior of stainless structure materials by molten metallic and oxidic corium |
著者 | 墨田 岳大(東京工業大学) |
著者 | 小林 能直(東京工業大学) |
著者 | 植田 滋(東北大学) |
著者 | 中桐 俊男(日本原子力研究開発機構) |
会議開催日 | 2018-09-05 |
言語 | jpn |
ページ数 | 1p. |
種別 | proceedings |
ファイル形式 | |
分類 | 5-1-3-2 実験的モデリング, 分析 |
分類 | 2-2-5 格納システム |
分類 | 5-1-2 燃料状態診断 |
上位階層分類(自動付与) | 5-1-3 原子炉プロセスモデル化 2-2 設計 5-1 事故の事象と進展 |
内容 | セッション:502-1 原子炉材料,環境劣化,照射効果,評価・分析技術 |
情報源 | 外部 ウェブページへ関連URL |
会議名 | 日本原子力学会2018年秋の大会 |
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URI | https://f-archive.jaea.go.jp/dspace/handle/faa/161368 |
WARP保存日 | 2018-10-31 |
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