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(独)日本原子力研究開発機構 安全研究センター | 論文
- 核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査(III) : 放射線分解水素爆発事象の事故影響評価手法に関する基礎的データ
- 核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査(II) : 溶液沸騰事象での放射性物質の移行割合に関する基礎的データと試解析
- MOX燃料加工施設における臨界事象発生頻度概略評価手法の開発
- 米国の軽水型原子力発電所における安全弁・逃がし安全弁の設定点変動事例の傾向分析
- 核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査(V) : 臨界事故影響の評価手法と試解析
- チェルノブイリ事故で放出された^Iデータを用いた環境評価モデルの妥当性検証及び防護措置効果の評価 : IAEA EMRAS計画の活動
- 延性き裂進展解析法を導入したPFMコード開発
- K-0806 延性き裂進展解析法を導入したPFMコード開発 : 第2報:延性き裂進展を考慮した圧力容器破損解析例(S11-2 構造健全性評価(2))(S11 構造健全性評価)
- K-0805 延性き裂進展解析法を導入したPFMコード開発 : 第1報:R6法に基づく延性き裂進展解析機能の導入(S11-2 構造健全性評価(2))(S11 構造健全性評価)
- 確率論的破壊力学に基づく圧力容器信頼性解析コードの開発
- 603 焼鈍による原子炉容器の脆化回復挙動に関する確率論的破壊力学評価
- 石灰石微粉末を用いた低放射化コンクリートの14MeV中性子照射実験
- 感度解析について(現代感度解析入門:FASTとSobol'法を中心として)
- 米国の加圧水型原子力発電所における Alloy 600 製圧力バウンダリー構成機器の1次冷却水応力腐食割れ事例の傾向分析
- 現行の原子炉圧力容器の健全性評価手法に対するPASCAL ver. 2を用いた確率論的検討
- 原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL ver. 2の開発
- 710 温度上昇による残留応力の緩和と応力拡大係数への影響に関する解析(OS13(3) エネルギー機器構造物の劣化現象の理解と健全性評価)
- 709 き裂進展時の弾塑性応答による残留応力緩和効果を考慮したSCCの進展予測(OS13(3) エネルギー機器構造物の劣化現象の理解と健全性評価)
- 原子力機器の構造信頼性評価のための地震動評価コードの開発
- 地震動の不確かさを考慮した経年配管の構造信頼性評価手法の開発