三菱FBRシステムズ株式会社
東京大学
(EndNote、Reference Manager、ProCite、RefWorksとの互換性あり)
(BibDesk、LaTeXとの互換性あり)
原子炉容器の代表部位に対して、手動トリップ、主給水管破損時における熱過渡影響因子の摘出、影響因子の実験計画法の直交表への割付、熱過渡応力の解析、結果の感度解析・分散分析、全パラメータが正規分布時における熱過渡応力の分散評価、実験計画法を用いた手法の検討結果と従来手法結果との比較評価について検討結果を示す。
すでにアカウントをお持ちの場合 サインインはこちら