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(独)原子力安全基盤機構 | 論文
- 放射性廃棄物処分の放射線防護の最適化 : 処分システムの頑健性確保に係るガイドラインの策定に向けて
- BWR高燃焼度9×9型燃料信頼性実証
- JIS Z 2320-1-3非破壊試験 : 磁粉探傷試験について
- 多様な視点から安全文化を監視 : OECD/NEAの専門部会が安全文化で会合
- 人的過誤事象の人的要因分析結果と根本原因分析ガイドラインの整備
- 原子力発電施設におけるALARA対策に関する一考察 : 米国発電所への訪問調査より
- 150 小口径管内面へのレーザクラッディング技術と施工端部の残留応力改善
- 日本社会と核セキュリティ : 原子力の国際展開の中でのセキュリティ認識
- 世界の核セキュリティの現状と動向
- 今こそ原子力に追風を
- 発電用原子炉に関わる並行的法体系の問題点とその立法的解決
- WOLで補修された管の塑性崩壊応力の評価手法の検証
- 高速増殖炉燃料設計が取り扱うべき範囲と内容
- 放射性廃棄物の余裕深度処分における埋設深度の妥当性評価の考え方について
- 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference に出席して
- IAEAにおける核燃料サイクル施設の原子力安全基準策定状況
- OS0301 鋼管材料強度データの統計処理(機械構造物の設計・維持への荷重・耐力係数法の適用)
- 燃料はいつどのようにして壊れたのか? : 福島第1原発1号機の燃料のふるまいについて
- 337 中性子照射ステンレス鋼へのレーザによる表面改質技術の適用性評価試験 : He割れ発生挙動調査と評価線図(レーザ表面改質)
- 350 BWRシュラウドサポート部の溶接時3次元温度分布推定解析(OS10-3 照射劣化,溶接部評価,OS10 エネルギー機器の経年変化に関する健全性評価手法の開発とその適用(2))