青砥 紀身 | サイクル機構
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概要
関連著者
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青砥 紀身
サイクル機構
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和田 雄作
動力炉・核燃料開発事業団
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青砥 紀身
動力炉・核燃料開発事業団
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和田 雄作
動燃炉・核燃料開発事業団 大洗工学センター
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和田 雄作
動燃事業団大洗工学センター
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青砥 紀身
核燃料サイクル開発機構大洗工学センター
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森下 正樹
核燃料サイクル開発機構 大洗工学セ
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永江 勇二
原子力機構
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永江 勇二
サイクル機構
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永江 勇二
(独)日本原子力研究開発機構
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山口 彰
大阪大学大学院工学研究科環境・エネルギー工学専攻
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山口 彰
核燃料サイクル開発機構 大洗工学セ
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青砥 紀身
核燃料サイクル開発機構
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上野 文義
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター
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三宅 収
サイクル機構
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山口 彰
動力炉・核燃料開発事業団
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加藤 恭義
(株)MCX研究所
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田中 康介
日本原子力研究開発機構
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内田 直樹
核燃料サイクル開発機構 東海事業所
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高橋 健司
日本原電
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松岡 三郎
金属材料技術研究所
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加藤 恭義
東工大
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吉澤 善男
東京工業大学
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井上 和彦
日本原子力発電(株)
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西 義久
電中研
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木下 泉
電中研
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山口 彰
動力炉・核燃料開発事業団 大洗工学センター
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清水 亮
核燃料サイクル開発機構 東海事業所
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高谷 暁和
核燃料サイクル開発機構 東海事業所
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白水 秀知
核燃料サイクル開発機構 東海事業所
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田中 康介
核燃料サイクル開発機構 大洗工学センター
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青砥 紀身
核燃料サイクル開発機構 大洗工学センター
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綿引 優
核燃料サイクル開発機構 東海事業所
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岩田 耕司
核燃料サイクル開発機構
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伊藤 和元
動力炉・核燃料開発事業団
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岩田 耕司
動力炉・核燃料開発事業団
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森下 正樹
動力炉・核燃料開発事業団
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三宅 収
動力炉・核燃料開発事業団
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岡林 邦夫
動力炉・核燃料開発事業団
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柴 公倫
動力炉・核燃料開発事業団
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安濃田 良成
日本原子力研究所
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浅山 泰
日本原子力研究開発機構炉心・構造材料グループ
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小峰 龍司
核燃料サイクル開発機構大洗工学センター
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小峰 龍司
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター
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古川 智弘
原子力機構
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加藤 章一
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター技術開発部液体金属試験技術課
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北村 誠司
原子力機構
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宮原 信哉
核燃料サイクル開発機構
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古川 智弘
サイクル機構
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青砥 紀身
原子力機構
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生玉 真也
日本原子力発電株式会社
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浅山 泰
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター
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一宮 正和
動燃炉・核燃料開発事業団 もんじゅ建設所
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川崎 弘嗣
動力炉・核燃料開発事業団
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一宮 正和
動力炉・核燃料開発事業団
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長谷部 慎一
動力炉・核燃料開発事業団
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加藤 章一
動力炉・核燃料開発事業団
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西 義久
(財)電力中央研究所
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森下 正樹
日本原子力研究開発機構
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柴本 宏
日本原子力発電(株)
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高橋 健司
日本原子力発電(株)
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青砥 紀身
日本原子力研究開発機構
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笠原 直人
日本原子力研究開発機構
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北村 誠司
日本原子力研究開発機構
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生玉 真也
日本原電
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田辺 裕美
サイクル機構
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宮原 信哉
サイクル機構
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吉澤 善男
東工大
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井上 和彦
日本原子力発電
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安濃田 良成
日本原子力研究所安全性試験研究センター計画調査室
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笠原 直人
核燃料サイクル開発機構大洗工学センター
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安藤 勝訓
核燃料サイクル開発機構
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若井 隆純
核燃料サイクル開発機構
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生玉 真也
日本原子力発電
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岩田 耕司
サイクル機構
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木下 泉
電力中研
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吉澤 善男
東京工業大学 原子炉工学研究所
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浅山 泰
日本原子力研究開発機構
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浅山 泰
動力炉・核燃料開発事業団
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安藤 勝訓
日本原子力研究開発機構次世代原子力システム研究開発部門fbr要素技術ユニット構造信頼性グループ
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浅山 泰
核燃料サイクル開発機構 大洗工学セ
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宮原 信哉
(独)日本原子力研究開発機構 次世代原子力システム研究開発部門
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笠原 直人
東大大学院
著作論文
- スチームジェットの腐食と設計改良
- 「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故に関する技術報告
- 酸素濃度制御下鉛ビスマス中の12Cr鋼の腐食特性に関する研究(液体金属冷却炉,革新型原子炉の開発および多目的利用技術,原子力要素技術開発)
- SUS304の破損機構を考慮した新概念延性消耗則(高温強度)
- Mod.9Cr-1Mo(NT)鋼のクリープ疲労評価(高温強度)
- SUS 304 長時間クリープ疲労寿命評価
- SUS304溶接継手の550℃におけるクリープ疲労強度とそのひずみ集中による検討
- SUS304の軸力-ねじり重畳負荷下における多軸疲労およびクリープ疲労強度
- 既存鋼種とのアナロジイによる新規開発材料の高温材料特性評価手法
- 発電用新型炉の高温構造設計手法と3次元免震技術の開発
- 3536 超臨界CO_2サイクルの発電プラントへの応用と現状 : 次世代高速炉向け模擬試験(S49-5 超臨界CO_2サイクル(1),S49 原子炉システムおよびその要素技術)
- 「もんじゅ」2次主冷却系温度計の高サイクル疲労破損の解析
- MX強化元素の最適化による高速炉用高Cr鋼開発-1- : 高Cr鋼の機械的性質に及ぼすV, Nbの影響
- 523 SUS304 鋼の高温損傷と磁性相生成との関連
- クリープ損傷を受けるSUS304鋼の磁気特性変化に及ぼす微視的組織変化(第11回MAGDAコンファレンス)
- 542 Mod. 9Cr-1Mo 鋼のクリープ損傷とラス組織回復の局所化に関する研究