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三菱重工 | 論文
- 821 PWR一次系模擬水中におけるオーステナイト系ステンレス鋼の疲労き裂進展下限界特性(GS-3 疲労き裂進展(2))
- 系統安定化SMES(100MW/15kWh)コスト低減技術の検討(2) : システム設計(浸漬冷却NbTi導体/ソレノイド2並設方式
- 系統安定化用SMES(100MW/15kWh)コスト低減技術の検討(2) : システム詳細設計(概要)
- 系統安定化SMES(100MW/15kWh)コスト低減技術の検討 : 浸漬冷却NbTi/Cu中心補強導体/2並設ソレノイド方式
- 飛灰混合溶融炉の実証試験
- ごみ焼却灰資源化技術としての飛灰混合溶融
- JT-60SA超伝導マグネット用絶縁物の機械強度評価
- 505 電線管地震時耐力に関する試験(機械力学・制御,メカトロニクス)
- S0301-6-5 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その2 : 中間保持クリープ疲労評価法(溶接継手と疲労評価法)
- OS0733 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その5:ラチェットひずみの316FR疲労強度への影響(構造用材料の疲労挙動と寿命評価,オーガナイズドセッション)
- OS0732 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その4:ラチェットひずみの316FRクリープ疲労強度への影響(構造用材料の疲労挙動と寿命評価,オーガナイズドセッション)
- 3520 サブクール水中における蒸気泡凝縮熱伝達に関する研究(S49-2 流動,原子炉用機器(1),S49 原子炉システムおよびその要素技術)
- 3515 維持規格導入に向けたステンレス配管の評価手法の検討(S49-1 安全,材料,原子炉用機器,S49 原子炉システムおよびその要素技術)
- HTTRを用いた安全性実証試験における高温二重管内の過渡熱流動解析(原子炉伝熱流動解析の革新(3),原子炉伝熱流動解析の革新)
- ベーストリガ蒸気爆発における伝熱流動挙動に関する研究(原子炉伝熱流動解析の革新(3),原子炉伝熱流動解析の革新)
- P21-02 一体型モジュラー軽水炉 (IMR) の原子炉・炉心設計
- 加圧水型原子炉用集合組織調整管燃料の海外試験炉における照射試験
- 原子炉系水質管理による放射線量の低減 (原子力特集)
- 原子炉格納容器内の水素濃度分布及び燃焼解析法の開発と検証 (原子力特集)
- (19)平底円筒形貯水タンクの地震時座屈挙動の研究(研究奨励,日本機械学会賞〔2005年度(平成17年度)審査経過報告〕)
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