鬼沢 邦雄 | (独)日本原子力研究開発機構
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概要
関連著者
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鬼沢 邦雄
(独)日本原子力研究開発機構
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勝山 仁哉
(独)日本原子力研究開発機構
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李 銀生
(独)原子力安全基盤機構
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柴田 勝之
(独)日本原子力研究開発機構 安全研究センター
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鈴木 雅秀
(独)日本原子力研究開発機構 安全研究センター
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杉野 英治
(独)原子力安全基盤機構
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柴田 勝之
原研
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鬼沢 邦雄
原研
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李 銀生
富士総研
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加藤 大輔
(株)富士総合研究所
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鬼沢 邦雄
日本原子力研究所
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加藤 大輔
富士総研
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宇田川 誠
(独)日本原子力研究開発機構
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西川 弘之
(独)日本原子力研究開発機構:(現)みずほ情報総研(株)
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李 銀生
みずほ情報総研
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伊藤 裕人
(独)日本原子力研究開発機構
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伊藤 裕人
日本原子力研究開発機構
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鬼沢 邦雄
日本原子力機構
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長谷川 邦夫
(独)原子力安全基盤機構
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鈴木 雅秀
原研東海
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小坂部 和也
(独)日本原子力研究開発機構 安全研究センター
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柴田 勝之
JAEA
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鬼沢 邦雄
JAEA
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鈴木 雅秀
JAEA
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飛田 徹
(独)日本原子力研究開発機構
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長谷川 邦夫
日立製作所
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鈴木 雅秀
原研
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鬼沢 邦雄
原子力機構
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勝山 仁哉
原子力機構
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中村 光行
(独)日本原子力研究開発機構:(現)(財)高度情報科学技術研究機構
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山口 義仁
(独)日本原子力研究開発機構
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野中 聡
旭川医科大学耳鼻咽喉科・頭頸部外科学講座
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吉村 忍
東大 大学院工学系研究科
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李 銀生
(株)富士総合研究所
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柴田 勝之
日本原子力研究所
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西川 弘之
(独)日本原子力研究開発機構
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中村 光行
(独)日本原子力研究開発機構
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鈴木 雅秀
日本原子力研究所
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杉野 英治
日本原子力研究開発機構 安全研究センター
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小森 義久
(株)CRCソリューションズ
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杉野 英治
(独)日本原子力研究開発機構
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蛯沢 勝三
(独)原子力安全基盤機構
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土居 博昭
(独)原子力安全基盤機構
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蛯沢 勝三
原子力安全基盤機構
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杉野 英治
原子力安全基盤機構
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関東 康佑
豊橋技科大
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吉村 忍
東大
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勝山 仁哉
(独) 日本原子力研究開発機構
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西川 弘之
みずほ情報総研(株)
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西川 弘之
原子力機構
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中村 光行
原子力機構
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宇田川 誠
原子力機構
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菊池 正紀
東京理科大学
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宇田川 誠
(独) 日本原子力研究開発機構
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西川 弘之
(独) 日本原子力研究開発機構
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鬼沢 邦雄
(独) 日本原子力研究開発機構
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眞崎 浩一
(独)日本原子力研究開発機構
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西山 裕孝
(独)日本原子力研究開発機構
-
眞崎 浩一
みずほ情報総研
著作論文
- 延性き裂進展解析法を導入したPFMコード開発
- K-0806 延性き裂進展解析法を導入したPFMコード開発 : 第2報:延性き裂進展を考慮した圧力容器破損解析例(S11-2 構造健全性評価(2))(S11 構造健全性評価)
- K-0805 延性き裂進展解析法を導入したPFMコード開発 : 第1報:R6法に基づく延性き裂進展解析機能の導入(S11-2 構造健全性評価(2))(S11 構造健全性評価)
- 603 焼鈍による原子炉容器の脆化回復挙動に関する確率論的破壊力学評価
- 肉盛溶接による熱影響部の材質変化を考慮した原子炉圧力容器の溶接残留応力評価
- 102 圧力バウンダリ配管突合せ溶接部の残留応力に及ぼす溶接条件の影響(残留応力,平成19年度秋季全国大会)
- 現行の原子炉圧力容器の健全性評価手法に対するPASCAL ver. 2を用いた確率論的検討
- 原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL ver. 2の開発
- 710 温度上昇による残留応力の緩和と応力拡大係数への影響に関する解析(OS13(3) エネルギー機器構造物の劣化現象の理解と健全性評価)
- 709 き裂進展時の弾塑性応答による残留応力緩和効果を考慮したSCCの進展予測(OS13(3) エネルギー機器構造物の劣化現象の理解と健全性評価)
- 原子力機器の構造信頼性評価のための地震動評価コードの開発
- 地震動の不確かさを考慮した経年配管の構造信頼性評価手法の開発
- 422 き裂進展にともなう残留応力の再分布と破壊力学パラメータの弾塑性解析(OS3-5 き裂解析,OS3 エネルギー構造機器の健全性評価と信頼性の高度化3)
- き裂進展にともなう残留応力の再分布・緩和の解析(一般セッション4a き裂解析)
- 補修溶接を施した配管溶接部の残留応力分布評価
- 複数周方向表面欠陥を有する管の曲げ破壊評価式
- 地震動の不確かさを考慮した経年配管の構造信頼性評価手法の開発 : 経年劣化が進行した発電用原子炉の配管が地震で壊れる確率は?
- 101 原子炉圧力容器肉盛溶接部の残留応力に及ぼす溶接方法及び溶接後熱処理の影響(残留応力,平成19年度秋季全国大会)
- 任意形状の単一周方向欠陥を有する管の極限荷重評価法
- 1214 維持規格における圧力容器評価不要欠陥に対する確率論的破壊力学による検討
- 原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL2のクラッド部評価に関する機能改良
- 1322 肉盛溶接による熱影響部の材質変化を考慮した原子炉圧力容器の溶接残留応力評価(OS13.破壊力学とき裂の解析・き裂進展シミュレーション(6),オーガナイズドセッション)
- GS0407 配管溶接部の溶接残留応力とき裂進展速度に及ぼす過大荷重の影響(GS04-02 環境強度・腐食2,GS04 環境強度・腐食)
- 構造不連続部の健全性評価手法開発に向けた溶接残留応力解析
- 原子炉圧力容器鋼の金属組織と破壊靭性に及ぼす溶接熱影響
- 1004 弾塑性破壊力学パラメータに基づく繰返し過大荷重による配管材のき裂進展評価法の提案(OS10-1 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-欠陥評価-)
- 原子炉配管溶接部における残留応力の不確かさ評価に基づく確率論的構造健全性評価
- 原子炉圧力容器肉盛溶接部における溶接及び溶接後熱処理による残留応力分布評価
- 1203 多層盛溶接熱影響部の非均質性を考慮した脆性き裂進展解析(OS12.破壊力学とき裂の解析・き裂進展シミュレーション(1),OS・一般セッション講演)
- OS0503 過大な圧縮荷重がき裂週展挙動に及ぼす影響(OS5-1き裂進展,OS-5 材料の疲労挙動と損傷評価1)
- 構造不連続部における溶接残留応力分布を考慮したき裂進展評価