株式会社原子力安全システム研究所 > 研究成果 > INSS Journal 2009 Vol.16

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社会システム研究所　論文

文章・数表・図面のチェック方法と検出されやすいエラーとの関係
不適合事象の組織・直接要因分析手法(ATOP)の開発
ヒューマンファクターに係る企業内研修に関する調査と考察
原子力発電所のメンテナンスに関するイメージの検討
電源立地地域・消費地域の相互の住民意識に関する検討
エネルギー環境教育用カード教材の開発について

技術システム研究所　論文

中性子回折法によるオーステナイト系ステンレス鋼配管突合せ溶接継手の残留応力分布測定
小口径配管ソケット溶接継手の高サイクル疲労特性
加圧器スプレイ配管内蒸気-水二相流により生じる管壁温度変動の測定とその数値シミュレーション
非接触型変位計を用いた小口径配管の振動応力計測方法の開発(第2報)―振動実験および解析的手法による適用性の検討―
ステンレス-ニッケル基合金異材溶接部のPWSCC感受性について
ステンレス鋼溶接金属部の高温水中SCC進展挙動―腐食電位，鋼種，熱時効，冷間加工および温度の影響―
高温水中で生成したステンレス鋼の表面皮膜の3次元アトムプローブトモグラフィー
ステンレス鋼の高温水中応力腐食割れに関する基礎研究―腐食の温度依存性―
低合金鋼の照射硬化とミクロ組織変化への個別元素の影響
イオン照射したステンレス鋼の超微小硬さ試験における結晶方位依存性と圧痕下の組織
塑性ひずみによる欠陥構造物の破壊強度の変化
低合金鋼電子線照射材の熱起電力測定における測定値補正法
原子炉格納容器鋼板埋設部の腐食測定技術の開発（第3 報）―マルチチャンネル・プローブ・シンセサイザシステムの開発―
原子力発電所安全系配管におけるガス蓄積事象の傾向分析
米国原子力発電所における運転員の人的過誤による原子炉自動停止事象の傾向分析
米国原子力発電所における変圧器不具合の傾向分析
米国原子力発電所における安全文化改善活動に関する分析
ガンマ線スカイシャイン高速計算プログラム(FSKY4C)の作成
RELAP5-3D コードを用いた主蒸気管破断事故解析と評価
リフラックス冷却時における加圧器内空気流出可能性の数値流体シミュレーションによる検討
モンテカルロコードEGS，MVP，MCNP によるガンマ線スカイシャイン線量評価性能の比較検討

解説

福井地域を基盤とした近畿圏連携による高経年化対策強化基盤整備事業の実施報告(平成20年度)
ミッドループ運転時余熱除去系喪失事象への統計的安全評価手法の適用

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