福田 俊彦 | 東京電力株式会社 原子力技術部
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概要
関連著者
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福田 俊彦
東京電力(株)原子力技術部
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福田 俊彦
東京電力株式会社 原子力技術部
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福田 俊彦
東京電力(株)
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福田 俊彦
東京電力
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椎名 孝次
日立
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椎名 孝次
(株)日立製作所電力・電機開発研究所
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谷本 浩一
三菱重工業(株)高砂研究所
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守屋 祥一
(財)電力中央研究所我孫子研究所
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谷本 浩一
三菱重工業(株)
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守屋 祥一
(財)電力中央研究所我孫子研究所流体科学部
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南 安彦
(株)関西電力原子力事業本部
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小倉 健志
(株)東芝電力システム社
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福田 俊彦
東電
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椎名 孝次
(株)日立製作所
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南 安彦
関電
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守屋 祥一
電中研
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小倉 健志
(株)東芝 磯子エンジニアリングセンター
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小倉 健志
東芝
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福田 俊彦
(株)東京電力原子力技術部
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福田 俊彦
東京電力(株)原子力建設部
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小倉 健志
(株)東芝
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守屋 祥一
(財)電力中央研究所
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河村 勉
(株)日立製作所電力・電機開発研究所
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福田 俊彦
東京電力株式会社
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浪田 芳郎
(株)日立製作所機械研究所
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市橋 一郎
関西電力(株)
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浪田 芳郎
日立製作所
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浪田 芳郎
日立機械研
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市橋 一郎
関西電力(株)原子力・火力本部
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川畑 淳一
(株)日立製作所日立工場
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川畑 淳一
(株)日立製作所
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大塚 雅哉
(株)日立製作所,エネルギ・環境システム研究所
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班目 春樹
東京大学大学院工学系研究科附属原子力工学研究施設
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大塚 雅哉
(株)日立製作所 エネルギ・環境システム研究所
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大塚 雅哉
(株)日立製作所
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班目 春樹
東京大学
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班目 春樹
東大
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班目 春樹
東大 工
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水野 正
(株)日立製作所電力・電機開発研究所
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班目 春樹
原研 東海研 安全性試験研セ
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山下 裕宣
東京電力(株)
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山下 裕宣
東京電力(株)原子力運営管理部
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班目 春樹
東京大学大学院 工学系研究科
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鈴木 俊一
東京電力
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鈴木 俊一
東京電力(株)
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高橋 志郎
(株)日立製作所電力・電機開発研究所
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白石 直
三菱重工
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黒崎 通明
(株)日立製作所原子力事業部
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水谷 淳
北陸電力(株)
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白石 直
三菱重工業(株)高砂研究所
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鈴木 盛喜
三菱重工業(株)高砂研究所
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鈴木 盛喜
三菱重工業(株)
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鈴木 盛喜
三菱重工業
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二見 常夫
東京電力(株)
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曽根田 秀夫
(株)日立製作所・日立事業所
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安田 賢一
(株)日立製作所・日立事業所
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山田 益久
東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所
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國頭 晋
東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所
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目黒 孝
東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所
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白石 直
三菱重工業(株)
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高橋 志郎
(株)日立製作所,エネルギ・環境システム研究所
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高守 謙郎
東京電力(株)
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千種 直樹
(株)関西電力原子力事業本部
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若松 光夫
東芝
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谷村 眞治
大阪府立大学大学院工学研究科
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久恒 眞一
(株)日立製作所原子力事業部
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守屋 公三明
株式会社 日立製作所
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高橋 志郎
日立電開研
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曽根田 秀夫
日立原子
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日置 秀明
東芝
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水谷 淳
東電
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山下 理道
東京電力(株)
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山下 理道
東京電力
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谷川 義信
大阪府立大学工学部
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近藤 喜之
三菱重工業(株)高砂研究所
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河村 勉
日立
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近藤 喜之
三菱重工業 高砂研
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渡邉 勝信
東芝
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安田 賢一
日立
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田嶋 智子
東芝
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高橋 志郎
(株)日立製作所 エネルギ・環境システム研究所
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大木 俊
東京電力(株)技術開発研究所
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岡村 祐一
東京電力(株)原子力運営管理部
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二見 常夫
(財)電力中央研究所
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熊谷 克彦
東京電力(株)技術開発研究所
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田中 俊彦
関西電力株式会社 原子力事業本部
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石黒 伸彦
北陸電力(株)
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松田 徹
北陸電力(株)
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高守 謙郎
東京電力(株)電力技術研究所
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日置 秀明
株式会社 東芝
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田口 耕世
株式会社 東芝 電力システム社
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成瀬 佳宏
株式会社 東芝 電力システム社
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持田 貴顕
株式会社 日立製作所 原子力事業部
-
石渡 雅幸
株式会社 日立製作所 原子力事業部
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住本 秀樹
バブコック日立株式会社 呉事業所
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目黒 隆
東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所
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福田 俊彦
大阪府立大学大学院
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大多尾 義弘
大阪府立産業技術総合研究所
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住本 秀樹
パブコック日立
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石渡 雅幸
日立
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高橋 志郎
日立・エネ研
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谷川 義信
大阪府立大学
-
谷村 眞治
大阪府立大学 工学部
著作論文
- 閉塞分岐管滞留部の熱成層化による水平管内渦侵入深さ予測 : 温度変動特性に及ぼす放熱条件の影響(熱工学,内燃機関,動力など)
- 同径T字合流配管におけるサーマルストライピング試験 : 第2報,変動温度の熱伝達特性(熱工学,内燃機関,動力など)
- 滞留部の熱成層化による高サイクル熱疲労に関する研究 : L_評価手法の概要(熱工学,内燃機関,動力など)
- 滞留部の熱成層化による高サイクル熱疲労に関する研究 : L_1評価手法の概要(熱工学,内燃機関,動力など)
- 2108 閉塞分岐管滞留部の熱成層化による水平管内渦侵入深さ予測
- 同径T字合流配管におけるサーマルストライピング試験 : 第1報,流れの可視化と流体温度揺らぎ特性(熱工学,内燃機関,動力など)
- F215 滞留部の熱成層化による高サイクル熱疲労に関する研究 : L_1 評価手法の概要
- F214 高低温水合流部の高サイクル熱疲労評価に関する研究 (3) : 設計基準チャート (4);レインフローを用いた周波数特性
- F213 高低温水合流部の高サイクル熱疲労評価に関する研究 (2) : 設計基準チャート (2);非定常熱伝達特性と熱伝達増倍係数
- F212 高低温水合流部の高サイクル熱疲労評価に関する研究 (1) : 設計基準チャート (1)、 (5);無次元温度変動減衰特性と外乱補正係数
- F211 高低温水合流部の高サイクル熱疲労設計評価基準策定 : 全体概要と考え方
- 改良形沸騰水形原子炉の下部プレナム内流動および構造物流力振動の解析的評価(流体工学,流体機械)
- 柏崎刈羽原子力発電所6,7号機(ABWR)の運転と第1回定期検査実績
- 改良型沸騰水型軽水炉下部プレナム内の流動評価技術(NP2 軽水炉の設計・建設技術)
- SCCが発生した炉心シュラウド, PLR配管の構造健全性評価
- BWRにおける低炭素ステンレス鋼のSCC形態の評価
- 沸騰水型原子力プラントにおける低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れについて(原子力エネルギーの安全利用技術)
- 次世代 BWR
- 原子力設備の設計と材料(BWR)
- 弾塑性ダンパ支持配管系の耐震設計手法の開発 : 第4報, 時刻歴解析で用いるダンパの荷重-変位モデルの検討
- 弾塑性ダンパ支持配管系の耐霎設計手法の開発 : 第3報,三次元配管モデル試験とその応答解析
- 弾塑性ダンパ支持配管系の耐震設計手法の開発 : 第2報,一次元配管モデル試験とその応答解析
- 弾塑性ダンパ支持配管系の耐震設計手法の開発 : 第1報,弾塑性ダンパの単体設計手法の開発
- F11-(1) 高サイクル熱疲労評価基準策定計画
- 原子力発電 次世代 PWR/BWR の開発の概要
- 柏崎刈羽原子力発電所6号機(ABWR)の運転と第1回定期検査
- 一様加熱を受ける多層層状複合円筒の非定常熱応力問題とその不均質材料への拡張