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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概要
関連著者
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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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鬼沢 邦雄
(独)日本原子力研究開発機構
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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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(独)原子力安全基盤機構
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原研東海
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みずほ情報総研
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柴田 勝之
原研
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鬼沢 邦雄
原研
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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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JAEA
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鬼沢 邦雄
JAEA
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JAEA
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鬼沢 邦雄
原研東海
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(独)原子力安全基盤機構
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鈴木 雅秀
原研
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鬼沢 邦雄
日本原子力研究所
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李 銀生
富士総研
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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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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
著作論文
- 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)
- 601 原子炉圧力容器鋼の破壊靭性評価法に関する検討
- 軽水炉構造機器の寿命評価と技術的課題