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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PDF
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
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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URIhttps://f-archive.jaea.go.jp/dspace/handle/faa/161368
WARP保存日2018-10-31