第5回確率論的安全評価と管理に関する国際会議
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
- 日本原子力学会の論文
- 2001-03-30
著者
-
渡辺 憲夫
(独)日本原子力研究開発機構 安全研究センター
-
古田 一雄
東京大学
-
古田 一雄
東京大学大学院 新領域創成科学研究科
-
松岡 猛
船舶技術研究所
-
渡辺 憲夫
日本原子力研究開発機構
-
古橋 和己
東電ソフトウェア(株)
-
谷口 武俊
電力中央研究所
関連論文
- 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
- ヒューマンインタフェースシンポジウム2007報告
- 原子力発電所運用高度化のための次世代HMSに関する技術開発
- 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
- 215 軽水炉保全最適化のための統合型シミュレータに関する技術開発
- プラント運転員の包括的知識モデル
- 原子力発電点検不正問題を考える : 原因, 再発防止と学会の役割
- 「プロセス制御における認知システム工学」国際会議
- マン・マシン・インターフェイス・システムの自律型プラントヘの適応性評価の研究
- 階層的なプラント機能モデルによる原子力プラント状態判断(システム技術部,所外発表論文等概要)
- 軽水炉シビアアクシデント時ソースタームの不確実さ評価
- 確率論的安全評価手法を用いた事故故障事例評価に基づく定量的なリスクトレンド : 米国原子力規制委員会による「前兆事象評価」結果に基づく分析
- 国際原子力事象評価尺度(INES)情報に基づく原子力事象の傾向と特徴
- 第5回確率論的安全評価と管理に関する国際会議
- 339.海外の核燃料施設における臨界事故の原因分析JCOウラン加工工場臨界事故との類似性
- 国際原子力事象評価尺度(INES)情報に関する和訳データベースのホームページ開設
- 原子力発電所の事故・故障事例に対する前兆事象評価研究の現状
- III. 核分裂工学
- 原子力リスクマネジメント技術調査専門委員会
- リスク情報を活用した原子力発電所の試験検査に関する社会的イメージ
- 125 ユビキタス時代のためのユーザーセンタードデザイン手法(インタフェース・ユーザビリティ)
- TSAシミュレーションによるチームパフォーマンスの評価
- 安全におけるヒューマンファクタの意味
- A210 人間信頼性解析のための動的シナリオにおけるチーム行動のモデル化
- JCO 臨界事故の背景要因と原子力安全研究の課題
- JCO臨界事故の背景要因と原子力安全研究の課題
- HCI International '99 参加報告
- 「ヒューマン・マシンシステム研究部会」主催 第10回「ヒューマン・マシンシステム研究セミナー」報告
- VI. ニューラル・ネットワーク
- 第6回「プロセス制御への認知科学的接近欧州会議」
- 将来炉における運転員の役割と訓練支援
- 原子炉システムのためのシステム信頼性解析手法GO-FLOWの開発(システム技術部,所外発表論文等概要)
- 原子炉システムの信頼性解析手法GO-FLOWの開発研究
- m-SHELオントロジーに基づくインシデントレポート分析システムの構築
- 原子力オフサイトセンタにおける情報共有の評価 (特集論文 コミュニケーション支援(2))
- プラント運転操作に用いられる知識の可視化による深い理解支援システム
- プラント運転操作に用いられる知識の可視化による深い理解支援システム (知的教育システム研究会(第23回)テ-マ:「情報の可視化/一般」)
- 原子力発電所の火災事例
- 第8回「人間コンピュータ相互作用」国際会議
- 確率論的安全評価と安全管理に関する国際会議(PSAM-II)報告
- 確率論的安全評価(PSA)をめぐる最近の動向(システム技術部,所外発表論文等概要)
- 確率論的安全評価(PSA)をめぐる最近の動向
- プラント状態3次元画像表示システムの作成
- 確率論的安全評価手法
- 原子力における確率論的安全評価法(その3)
- 原子力における確率論的安全評価法(その2)
- 原子力における確率論的安全評価法(その1)
- FFTA : 高速フォールト・ツリー解析プログラム(原子力船部,所外発表論文等概要)
- 34.フ ォールト・ツリー解析における不確実さ解析プログラム"SAMPLE"(船舶技術研究所で開発された電子計算機プログラムの概要-第5集-)
- 33. 一体型舶用炉自然循環実験解析プログラム(船舶技術研究所で開発された電子計算機プログラムの概要-第5集-)
- 32. 一体型炉蒸気発生器静特性解析プログラム(船舶技術研究所で開発された電子計算機プログラムの概要-第5集-)
- 原子力船非常用崩壊熱除去系の各種事故条件下における信頼性解析 : 原子力船むつと原子力船サバンナとの比較(原子力船部,所外発表論文等概要)
- 高速FT解析プログラムの開発(原子力船部,所外発表論文等概要)
- 原因とその作用時間に依存した機器故障のモデル(原子力船部,所外発表論文等概要)
- 異常状態下における信頼性解析プログラム(原子力舶部,所外発表論文等概要)
- 信頼性解析プログラムにおける故障確率の取り扱い(原子力舶部,所外発表論文等概要)
- 非常用崩壊熱除去系の信頼性に及ぼす原子力船船体事故状態の影響(所外発表論文等概要)
- 信頼性解析プログラムの開発 : 共通原因故障および事故時の状態の取扱い(所外発表論文等概要)
- GO-FLOW手法の応用 : 新形式舶用炉の非常用崩壊熱除去系の評価(システム技術部,所外発表論文等概要)
- 原子力技術と社会
- 「原子力プラント計装とマンマシンインタフェース技術」国際会議
- ニューラルネットワークを用いた適応テンプレートマッチング法による異常事象の同定
- プラント運転員による状態認識過程のモデル化
- A202 プラント運転員による状態認識過程のモデル化
- 原子力技術リスクの認知とリスク・コミュニケーション(リスク全般)(建築のリスクと保険)
- バックアップ系統機器の定期試験・保守を考慮した冗長系のアンアベイラビリティ解析
- GO-FLOW信頼性解析手法 : 不確実さを考慮した共通原因故障解析(システム技術部,所外発表論文等概要)
- 安全に対するシステムズ・アプローチとヒューマンファクター (特集 ヒューマンファクター)
- 発想支援ツ-ルとしてのAI技術 (21世紀への原子力とAI技術--高度情報化時代の恐竜にならないために) -- (さらに先端的な基盤技術)
- PSAにおける事故シーケンスの物理的事象理解のためのシュミレーションおよび視覚化システムの開発(システム技術部,所外発表論文等概要)
- GO-FLOW手法の応用研究(1) : 動的イベント・フリーの開発(システム技術部,戸外発表論文等概要)
- 原子力における確立論的安全評価法(その3)(システム技術部,所外発表論文等概要)
- 原子力における確率論的安全評価法(その2)(機関動力部,所外発表論文等概要)
- 原子力における確率論的安全評価法(その1)(システム技術部,所外発表論文等概要)
- GO-FLOW手法による動的システムの解析(システム技術部,所外発表論文等概要)
- GO-FLOW信頼性解析手法 : 不確実さを考慮した共通原因故障解析(システム技術部,所外発表論文等概要)
- 原子力分野のPSAにおけるシステム信頼性解析方法の動向(システム技術部,所外発表論文等概要)
- GO-FLOW手法による信頼性解析(15) : 共通原因故障を考慮した不確実さ解析(システム技術部,所外発表論文等概要)
- GO-FLOW信頼性解析手法の開発 : 共通原因故障および不確実さ解析(システム技術部,所外発表論文等概要)
- GO-FLOW手法による信頼性解析(13) : 共通原因故障解析機能の整備(システム技術部,所外発表論文等概要)
- GO-FLOW手法 : 各種事故条件下における舶用炉非常用炉心冷却系の信頼性解析(システム技術部,所外発表論文等概要)
- 複雑なシステムにおける共通原因故障の評価(システム技術部,所外発表論文等概要)
- 技術継承のための設計意図閲覧システム
- システム信頼性解析手法GO-FLOW
- 第4回確率論的安全評価と管理国際会議 印象記
- III 確率論的安全評価法とその海洋分野への応用 : タイタニック号事故を例にして