株式会社原子力安全システム研究所 > 研究成果 > INSS Journal 2015 Vol.22

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社会システム研究所　論文

自由回答を用いた組織内コミュニケーションの分析
原子力発電所の再稼働と廃止措置に関する人々の認識
再稼働への賛否と原子力発電についての認識－2014年のINSS継続調査から

技術システム研究所　論文

下向き閉塞分岐配管に生じる流動挙動に関する研究（分岐管形状が流動挙動に与える影響）
中性子照射を受けた原子炉容器炉内構造物の構造健全性（ステンレス鋼構造物の冷間加工による破壊強度変化）
T字合流配管の温度ゆらぎ現象の数値解析 ―その3 : 上流境界条件が温度変動におよぼす影響―
長時間熱時効と中性子照射されたステンレス鋼溶接金属のアトムプローブ分析
PWR一次系模擬水中における照射ステンレス鋼の腐食挙動その２
PWR一次系模擬水中でのイオン照射したステンレス鋼の腐食挙動
ステンレス鋼とNi基溶接金属異材溶接部の高温水中SCC進展挙動
690合金のSCC進展に及ぼす粒界キャビティの影響
熱起電力による低合金鋼の照射劣化評価の可能性の検討
原子力発電所の非常用所内電源系統の外部電源変圧器の一相欠相時のEMTPによる応答解析（一昨年の続報）―米国電力研究所（EPRI)の変圧器の欠相検出方法に係る検証―
米国原子力発電所における電動弁駆動装置の不具合発生傾向
平成26年度福井県原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用～安全評価パラメータに及ぼすモデル不確かさの影響評価～

資料

電力系統の運用を体験する教具の開発

総説

光学式変位計を用いた配管振動の非接触測定法と測定装置の開発

解説

鋳造ステンレス鋼の超音波探傷試験技術の開発状況
T字配管合流部の熱疲労の原因となる流体温度変動の数値計算による評価手法開発のレビュー
使用済燃料ピットの水温および水位の簡易評価ツール- Pit Calculator – の開発

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