株式会社原子力安全システム研究所 > 研究成果 > INSS Journal 2007 Vol.14

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社会システム研究所　論文

安全のための小さな試みを促進する職場活動─原子力発電所の安全文化醸成に向けて─
企業内における組織間の風通しに関する検討─第一線職場の役職者による情報伝達が職員に与える影響─
原子力メリット情報の効果的伝達方法および影響
原子燃料サイクルの有用性に関する意見に対する賛同の程度とメッセージの影響
原子力発電所のトラブル時の情報発信内容に関する検討
福井県内の理科教員と取組む理科好きな子供たちを育てる活動

技術システム研究所　論文

振動試験による円筒形貯水タンクの耐震性評価（第4 報）─動的座屈実験および静的弾塑性座屈解析による評価─
加圧器スプレイ配管内部の流況を可視化した実験と数値流体シミュレーション，および配管内部の水面の変動により生じる熱応力の評価
T字合流配管の温度ゆらぎ現象の数値解析─乱流モデルと解析格子の影響─
衝撃力センサーと加速度センサーを用いたキャビテーション壊食初生評価
レーザー変位計を用いた小口径配管の振動応力計測方法の開発─誤差の検討と板梁を用いた振動試験による適用性の検討─
中性子照射されたステンレス鋼の転位ループ形成および照射誘起偏析の理論モデル
PWR において73dpa まで照射されたステンレス鋼のIASCC 特性と機械的特性
イオン照射したステンレス鋼の変形挙動
非鋭敏化ステンレス鋼の高温水中での応力腐食割れ進展に及ぼす空孔粒界拡散の役割
脱気高温水中におけるステンレス鋼の応力腐食割れ─粒界炭化物析出によるSCC 抑制効果,およびMo とCr の影響評価─
NanoSIMS によるステンレス鋼の応力腐食割れき裂先端分析の新評価法
ニッケル基合金溶接部のSCCき裂進展に関する機構論的研究（その2）─690系合金の材料特性の検討─
ニッケル基合金溶接部のSCC き裂進展に関する機構論的研究（その3）─応力負荷条件および腐食環境下での材料特性の検討─
電子後方散乱回折（EBSD）による結晶方位差分布の測定
加圧水型原子力発電所における流れ加速型腐食速度に及ぼすエタノールアミン注入の影響
Fe-Cu 2 元合金の熱起電力測定
送受信分割型マトリクスアレイ超音波探触子の振動子配列，探傷条件による深さ測定精度等探傷結果への影響
原子力発電所における人的過誤の新しい分析方法とこれを適用した国内発電所の保守不良の分析結果
原子力発電所におけるケーブル故障の傾向分析
原子力発電所の装置，機器毎の不具合発生頻度の日米比較
原子力発電所における火災事象の傾向分析
米国原子力発電所における運転認可更新に関する分析
原子力防災用放出放射能量迅速予測技術の開発
蒸気発生器の伝熱管群におけるリフラックス凝縮時の非凝縮性ガス挙動
蒸気発生器の伝熱管群におけるリフラックス凝縮挙動のRELAP5 解析
ガンマ線スカイシャイン線量高速計算法の開発

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