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(株)原子力安全システム研究所 | 論文
- 全交流電源喪失時の使用済燃料ピット水温と水位の予測
- 2相ステンレス鋼の照射効果
- PWR一次系模擬水中で形成した照射ステンレス鋼の酸化皮膜分析
- Influences of Boric Acid and Lithium Hydroxide in Simulated Primary Water of PWR on Intergranular Stress Corrosion Cracking of Stainless Steel
- Prediction of Temperature and Water Level in a Spent Fuel Pit during Loss of All AC Powers
- 参加者の発言を促進する工夫を取り入れた原子力発電所組織で実施しやすいヒヤリハット活動手法の提案と実践
- 427 3次元画像相関法による溶接部における不均一強度分布の測定(評価・計測I,一般セッション)
- 734 316ステンレス鋼の低サイクル疲労強度と内部き裂の発生(低サイクル疲労,疲労損傷の機構解明と評価,オーガナイスドセッション1)
- 733 316ステンレス鋼における低サイクル疲労損傷の局所分布とき裂発生の関係(低サイクル疲労,疲労損傷の機構解明と評価,オーガナイスドセッション1)
- 701 EBSDによる低サイクル疲労損傷の観察(疲労過程における観察と計測,疲労損傷の機構解明と評価,オーガナイスドセッション1)
- Development of Technique for Estimating Primary Cooling System Break Diameter in Predicting Nuclear Emergency Event Sequence
- 2A3-5 業務環境が繁忙感と精神的作業負荷におよぼす影響
- 継続調査でみる原子力発電に対する世論過去30年と福島第一原子力発電所事故後の変化
- 会長退任にあたって
- 「大地震に備える-耐震・免震・制振への機械技術開発-」特集号発刊に際して(大地震に備える-耐震・免震・制振への機械技術開発-)
- 236 小口径配管における機械的共振が配管内圧力脈動に及ぼす影響
- 236 小口径配管における機械的共振が配管内圧力脈動に及ぼす影響(圧力脈動のメカニズムと計測制御,OS-22 流体関連振動・音響のメカニズムと計測制御,総合テーマ:「部門創設25周年、新たなる躍動」)
- OS0502 316ステンレス鋼のひずみに基づく疲労き裂進展速度評価(OS5-1き裂進展,OS-5 材料の疲労挙動と損傷評価1)
- 人間安全学 福島第一原子力発電所事故報告書の分析による検討課題の抽出 (第8回 日本安全学教育研究会)
- G030034 固有ひずみ法を用いた大口径原子力配管溶接継手の残留応力測定([G03003]材料力学部門一般セッション(3):残留応力)
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