中島 宣雄 | (株)原子力安全システム研究所
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概要
関連著者
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中島 宣雄
(株)原子力安全システム研究所
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戸塚 信夫
原子力安全システム研 技術システム研
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釜谷 昌幸
(株)原子力安全システム研究所
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釜谷 昌幸
株式会社原子力安全システム研究所
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福村 卓也
(株)原子力安全システム研究所
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戸塚 信夫
株式会社原子力安全システム研究所
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酒井 俊治
株式会社原子力安全システム研究所
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中島 宣雄
株式会社原子力安全システム研究所
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福谷 耕司
(株)原子力安全システム研究所
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有岡 孝司
(株)原子力安全システム研究所
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福谷 耕司
株式会社原子力安全システム研究所技術システム研究所
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藤井 克彦
(株)原子力安全システム研究所
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Fukuya Koji
Institute Of Nuclear Technology Institute Of Nuclear Safety System Incorporated
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中川 朋和
原子力安全システム研 技術システム研
著作論文
- 加圧水型原子炉1次冷却材環境における600合金表面での酸化機構のTEMによる直接評価
- 資料 加圧水型原子炉の1次冷却材環境下で材料表面の直接観察が可能なジルコニア結晶製観察窓付きオートクレーブの開発
- 資料 銅合金製復水器細管の潰食メカニズムの調査
- 600合金の応力腐食割れき裂先端部の分析
- 高温水中のステンレス鋼における複数き裂の発生及び成長挙動
- MA600合金のPWSCCに及ぼす溶存水素と温度の影響
- 解説 歪み量直接測定による残留応力測定技術の開発--精密歪み量測定法の開発と原子力分野への応用
- PWR1次系におけるオーステナイト系ステンレス鋼のSCC感受性に及ぼす加工の影響
- PWR1次冷却材中における600合金の酸化皮膜とPWSCCにおよぼす溶存水素の影響
- 高温水中のステンレス鋼における複数き裂の発生及び成長挙動
- MA600合金のPWSCCにおける微小き裂進展挙動
- MA600合金のPWSCC挙動に及ぼす溶存水素の影響
- ステンレス鋼の微小き裂発生・進展の実験とそれに基づくモデルの構築
- 歪み量直接測定による残留応力測定技術の開発
- PWRプラント1次冷却水中におけるステンレス鋼の応力腐食割れに関する研究
- MA600合金のPWSCCにおける微小き裂進展速度の推定