株式会社原子力安全システム研究所 > 研究成果 > INSS Journal 2024 Vol.31

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技術システム研究所　論文

亀裂進展に基づく疲労寿命予測モデル （S45C 炭素鋼の荷重履歴と平均応力の影響評価）
RPV モデル合金中の溶質原子クラスタと転位ループの形成に対するNiとSiの相乗効果
フェーズドアレイ非対称TOFD法探傷条件の超音波伝搬シミュレーション解析による検討
PWR1次系模擬水中におけるTT690合金冷間加工材のSCC発生評価(第4報) -微小亀裂の成長挙動-
ステンレス鋼溶接金属の酸素を含む高温水中のSCC 進展挙動－ 熱時効と鋼種の影響 －
PWR 1次系模擬水中で照射ステンレス鋼溶接金属に形成した酸化膜のミクロ組織と破壊挙動
亜鉛注入したPWR 1 次系環境水中におけるTT690 合金の腐食挙動に及ぼす溶存水素濃度の影響（第2報）
ポップイン現象による原子炉容器鋼モデル合金の照射硬化機構の検討
米国原子力発電所の異常事象報告書（LER）に関するテキストマイニングによるデータ分析の試行（2）
TMI-2 事故早期の炉心損傷, リロケーションのMAAP5解析
統計的安全評価における機械学習モデルの適用（量子回路学習の適用性に関する検討）
T字合流部の逆流現象に対する数値シミュレーション（合流前温度差が速度および温度分布特性に与える影響）
シビアアクシデント演習ツールの改良
ガウス過程回帰を使用した蒸気発生器細管破断本数推定手法の開発

資料

「たいかん訓練」の現場による自主運営に関する調査
ハイブリッドワークの実態に関する予備的調査
福島第一発電所事故後の原子力発電に対する海外世論の動向（7）
福井南高等学校浅井ゼミ生を対象とした対話型勉強会 … 「放課後エネルギートーク」の取組み

解説

強制対流における蒸気と空気の混合気体からの壁面凝縮
鉛直管におけるフラッディング状態での管内流動特性

全文・概要版

INSS Journal 2024 vol.31 全文
INSS Journal 2024 Vol.24 概要版

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