株式会社原子力安全システム研究所 > 研究成果 > INSS Journal 2023 Vol.30

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社会システム研究所　論文

原子力発電所に関わる出来事が職員に及ぼした影響について — 安全風土アンケート調査を通して —
原子力産業従業員の安全風土評価における年齢差
リスクにフォーカスすることによって若年層の原子力発電利用態度は変わるか？
2050 年カーボンニュートラル実現に関する人々の意識
エネルギー問題におけるリスク・コミュニケーション– 共に考える姿勢が示されることの意味 —
意識調査で科学技術リテラシーをどのように尋ねるか？： エネルギー問題・原子力発電をめぐる事実判断

技術システム研究所　論文

熱疲労における亀甲状亀裂の発生要因と強度に及ぼす影響
高低温水合流配管における疲労寿命評価法の検討（有効ひずみ範囲を用いた荷重履歴効果の考慮）
原子炉容器鋼中の溶質原子クラスタ形成に対するSi の影響
Ni 基合金溶接部のSCC 割れ面の可視化
TT690 合金冷間加工材の高温クリープ試験における粒界キャビティ分布と応力分布の関係の評価
電子顕微鏡とアトムプローブによる中性子照射ステンレス鋼の粒界偏析の評価
亜鉛注入したPWR1次系環境水中におけるTT690材の腐食挙動に及ぼす溶存水素濃度の影響
高調波法によるA6061アルミニウム合金中の微細粒子形成の評価
海外トラブル分析から学ぶコンフィグレーション管理について
2022 年度 関西電力美浜発電所防災訓練シナリオに基づく解析
フラッディング状態での鉛直管内流動特性への液粘性の影響
統計的安全評価における代替統計モデルの適用（実機条件に対する不確かさ解析のベイズ推定）
上下端がラウンドの鉛直管における気液対向流の数値計算
自然対流における飽和蒸気と空気の混合気体からの壁面凝縮
GOTHIC コードによる平板への壁面凝縮実験の数値計算

資料

働きがいのある会社で行われている取り組み：テキストマイニングによる分類の試み
新型コロナウイルス感染対策緩和段階におけるテレワークの状況
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（6）
エネルギー・環境問題の視点を取り入れたデジタル教材の制作について（1）
米国の原子力発電所周辺地域の暴風雨等による被害状況調査

総説

オーステナイト系ステンレス鋼溶接熱影響部の高温水中SCC 進展挙動- これまでの研究状況と今後の課題 –

解説

シビアアクシデント時の炉心燃料損傷，リロケーションに関する総合効果試験

全体・概要版

INSS Journal 2023 vol.30 全文

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