F03-(1) BWR設備プラント・ライフ・マネジメントの現状と課題(発電プラント機器寿命管理の最前線)(材料力学部門企画)

スポンサーリンク

概要

• 論文の詳細を見る
• 一般社団法人日本機械学会の論文
• 2001-08-22

著者

• 福田 俊彦

  東京電力(株)

関連論文

• 閉塞分岐管滞留部の熱成層化による水平管内渦侵入深さ予測 : 温度変動特性に及ぼす放熱条件の影響(熱工学,内燃機関,動力など)
• 同径T字合流配管におけるサーマルストライピング試験 : 第2報,変動温度の熱伝達特性(熱工学,内燃機関,動力など)
• 滞留部の熱成層化による高サイクル熱疲労に関する研究 : L_評価手法の概要(熱工学,内燃機関,動力など)
• 滞留部の熱成層化による高サイクル熱疲労に関する研究 : L_1評価手法の概要(熱工学,内燃機関,動力など)
• 2108 閉塞分岐管滞留部の熱成層化による水平管内渦侵入深さ予測
• 同径T字合流配管におけるサーマルストライピング試験 : 第1報,流れの可視化と流体温度揺らぎ特性(熱工学,内燃機関,動力など)
• F215 滞留部の熱成層化による高サイクル熱疲労に関する研究 : L_1 評価手法の概要
• F214 高低温水合流部の高サイクル熱疲労評価に関する研究 (3) : 設計基準チャート (4);レインフローを用いた周波数特性
• F213 高低温水合流部の高サイクル熱疲労評価に関する研究 (2) : 設計基準チャート (2);非定常熱伝達特性と熱伝達増倍係数
• F212 高低温水合流部の高サイクル熱疲労評価に関する研究 (1) : 設計基準チャート (1)、 (5);無次元温度変動減衰特性と外乱補正係数
• F211 高低温水合流部の高サイクル熱疲労設計評価基準策定 : 全体概要と考え方
• 改良形沸騰水形原子炉の下部プレナム内流動および構造物流力振動の解析的評価(流体工学,流体機械)
• 改良型沸騰水型原子炉の心臓部原子炉内蔵型再循環ポンプの開発物語
• 柏崎刈羽原子力発電所6,7号機(ABWR)の運転と第1回定期検査実績
• 改良型沸騰水型軽水炉下部プレナム内の流動評価技術(NP2 軽水炉の設計・建設技術)
• SCCが発生した炉心シュラウド, PLR配管の構造健全性評価
• BWRにおける低炭素ステンレス鋼のSCC形態の評価
• 沸騰水型原子力プラントにおける低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れについて(原子力エネルギーの安全利用技術)
• B103 ABWR-II(ABWR 改良発展炉)の研究開発の現状
• 次世代 BWR
• 原子力設備の設計と材料(BWR)
• 弾塑性ダンパ支持配管系の耐震設計手法の開発 : 第4報, 時刻歴解析で用いるダンパの荷重-変位モデルの検討
• 弾塑性ダンパ支持配管系の耐霎設計手法の開発 : 第3報,三次元配管モデル試験とその応答解析
• 弾塑性ダンパ支持配管系の耐震設計手法の開発 : 第2報,一次元配管モデル試験とその応答解析
• 弾塑性ダンパ支持配管系の耐震設計手法の開発 : 第1報,弾塑性ダンパの単体設計手法の開発
• F11-(1) 高サイクル熱疲労評価基準策定計画
• 原子力発電 次世代 PWR/BWR の開発の概要
• 柏崎刈羽原子力発電所6号機(ABWR)の運転と第1回定期検査
• F03-(1) BWR設備プラント・ライフ・マネジメントの現状と課題(発電プラント機器寿命管理の最前線)(材料力学部門企画)
• マイクロコンピュータを利用した高温クリープ条件下におけるC^*一定制御実験
• 破壊力学における電位差法の適用-3-
• 破壊力学における電位差法の適用-2-
• 破壊力学における電位差法の適用-1-
• 事故対応の概要と今後の安全のあり方 : 福島事故の教訓を今後の安全にどう生かすか

もっと見る 閉じる

スポンサーリンク