浅山 泰 | 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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浅山 泰
日本原子力研究開発機構
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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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若井 隆純
日本原子力研究開発機構
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小原 智史
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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若井 隆純
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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中澤 崇徳
群馬大学大学院
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小原 智史
日本原子力研究開発機構次世代原子力研究開発部門 FBR要素技術ユニット炉心・構造材料グループ
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都井 裕
東京大学生産技術研究所
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都井 裕
東大生研
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山田 芳之
群馬大学大学院
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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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長谷部 慎一
動力炉・核燃料開発事業団
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笠原 直人
日本原子力研究開発機構
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高垣 昌和
東大
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浅山 泰
動力炉・核燃料開発事業団
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高垣 昌和
東京大学生産技術研究所
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高橋 健司
日本原電
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井上 和彦
日本原子力発電(株)
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山﨑 政義
物質・材料研究機構
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本郷 宏通
物質・材料研究機構
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中澤 崇徳
群大工学部
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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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青砥 紀身
サイクル機構
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生玉 真也
日本原子力発電株式会社
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森下 正樹
核燃料サイクル開発機構 大洗工学セ
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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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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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井上 和彦
日本原子力発電
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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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生玉 真也
日本原子力発電
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高垣 昌和
東京大学生産技術研究所 機械・生体系部門
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浅山 泰
核燃料サイクル開発機構
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茂木 智
群馬大学
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浅山 泰
原子力機構
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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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若井 隆純
原子力機構
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都井 裕
フェロー,東京大学生産技術研究所
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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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鬼澤 高志
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要素技術ユニット炉心・構造材料グループ
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長谷部 慎一
サイクル機構大洗
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長谷部 慎一
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター
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笠原 直人
東大大学院
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安藤 勝訓
日本原子力研究開発機構
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茂木 智
群馬大学:(現)日本精工(株)
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茂木 智
群馬大学[院]
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宮下 裕太
群馬大学[院]
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中澤 崇徳
元群馬大学[工]
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宮下 裕太
群馬大学:(現)ヤマザキマザック(株)
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山 政義
物質・材料研究機構
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山田 芳之
群馬大学大学院工学研究科機械システム工学専攻
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中澤 崇徳
群馬大学大学院工学研究科機械システム工学専攻
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若井 隆純
日本原子力研究開発機構次世代原子力研究開発部門 FBR要素技術ユニット炉心・構造材料グループ
著作論文
- 9Cr–W–Mo–V–Nb鋼の長時間クリープ特性に及ぼす熱処理の影響
- 9Cr–W–Mo–V–Nb鋼の高温引張および衝撃特性に及ぼす熱処理の影響
- 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
- 材質劣化を考慮したモデルによるステンレス鋼溶接部の長時間クリープ疲労強度評価(高温強度)
- 523 熱サイクルを受ける原子炉容器モデルの疲労損傷解析(OS3(1) 疲労特性に及ぼす表面処理および環境の影響)
- 316FR溶接継手強度評価法の開発
- ステンレス鋼溶接金属の熱・負荷履歴によるミクロ組織変化(高温強度)
- 高クロム鋼におけるMX析出強化の長時間安定性・有効性の検討(相変態・材料組織)
- 高Crフェライト系耐熱鋼の開発--高速増殖炉の実用化に向けて
- W0301(2) システム化規格の考え方と国内外における検討状況([W0301]機械構造物の安全裕度の問題点,ワークショップ)
- 局所的破壊解析法を用いた熱疲労解析によるき裂進展挙動評価
- 1442 熱サイクルを受ける環状き裂の局所的破壊解析(S15-4 強度評価法,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)
- OS1310 ナトリウム冷却高速炉配管のLBB評価法に関する検討(その1)き裂開口変位の定式化(高クロム鋼の高温強度と寿命評価,オーガナイズドセッション)
- 404 LRFD法に基づくシステム化規格概念の具体化検討(OS4-2 LRFD法の展開)
- OS0303 信頼性ベースの構造設計基準の開発第2報 : 複合破損モードに対する信頼性評価(機械構造物の設計・維持への荷重・耐力係数法の適用)
- OS0302 信頼性ベースの構造設計基準の開発第1報 : 信頼性評価のための材料データ(機械構造物の設計・維持への荷重・耐力係数法の適用)
- 618 9Cr鋼のクリープ特性に及ぼす合金元素の影響(クリープ特性・クリープ損傷評価I,高温環境下における材料の変形・損傷・破壊,オーガナイスドセッション2)
- 熱疲労破壊の新展開 4.流体温度ゆらぎによる高サイクル熱疲労
- 原子炉容器モデルの熱疲労亀裂進展シミュレーション