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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 |
| 関連するコンテンツ |
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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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