議事要旨
資料1 Reference Stress Corrosion Crack Growth Rate Curves for Austenitic Stainless Steels in PWR Environments
資料2 EPRI Materials Reliability Program Research Update - PWR Core Barrel Focus Group
資料3 Core Barrel UT Mockup Design/Fabrication and Examination Protocol
資料4 BWR RPV Inservice Inspection
資料5 Stainless Steel Fracture Toughness
資料6 Research on fracture toughness of reactor internal structural components
資料7 Research on irradiation embrittlement of reactor pressure vessels
資料情報
資料情報
資料名称
被規制者等及びノーリターンルール対象組織等との面談概要・資料
資料ID
NRA100010418-001
実施日（開始）
2025-04-14
件名
米国電力研究所、原子力エネルギー協議会等との面談
出席者
米国電力研究所、原子力エネルギー協議会、日本原子力研究開発機構、関西電力（株）、東京電力ホールディングス（株）、日本原子力発電（株）
資料名称
議事要旨・自動文字起こし結果
資料ID
NRA100010418-002
米国電力研究所、原子力エネルギー協議会等との面談 令和7年04月14日
