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検索キーワード:(著者名に左の語を含む: #藤本 望)
該当件数:65件
高温工学試験研究炉における原子炉スクラム時の炉停止余裕の評価 / 村田 勲 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1991. - (JAERI-M ; JAERI-M-91-165)
レポート
VHTRC炉物理実験の解析によるモンテカルロコードMVPの精度評価; 臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度 / 野尻 直喜 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1997. - (JAERI-Tech ; 97-060)
高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析 / 藤本 望 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1998. - (JAERI-Tech ; JAERI-TECH-98-021)
高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; モンテカルロコードMVPに基づく解析 / 野尻 直喜 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1998. - (JAERI-Tech ; 98-032)
HTTRの核的パラメータの計算; 2021年度夏期休暇実習報告 / 五十川 浩希 [ほか]
東海村 : 日本原子力研究開発機構 , 2022.7. - (JAEA-Technology ; 2022-015)
高温工学試験研究炉の炉心内流量配分計画と評価 / 丸山 創 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1988. - (JAERI-M ; JAERI-M-88-154)
出力上昇試験におけるHTTR炉心支持板温度上昇の原因と対策 / 藤本 望 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2002. - (JAERI-Tech ; 2001-090)
炉容器冷却設備冷却器の伝熱性能の変化とその回復作業について / 濱本 真平 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2005. - (JAERI-Tech ; 2005-035)
HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果 / 高田 英治 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2002. - (JAERI-Data/Code ; 2002-009)
HTTR運転データベース,1; 全体概要及び作成方針 / 野尻 直喜 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2006. - (JAEA-Data/Code ; 2006-022)
HTTR制御棒引抜き試験の動特性解析(受託研究) / 高田 英治 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2004. - (JAERI-Tech ; 2004-048)
高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度測定での制御棒干渉効果の解析評価 / 中野 正明 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1998. - (JAERI-Tech ; 98-017)
高温工学試験研究炉(HTTR)の高性能炉心概念の設計 / 山下 清信 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1997. - (JAERI-Tech ; 97-055)
MVP-BURNを用いた軸方向詳細モデルによるHTTRの燃焼特性解析 / 池田 礼治 [ほか]
東海村 : 日本原子力研究開発機構 , 2021.9. - (JAEA-Technology ; 2021-015)
HTTR出力上昇試験での臨界制御棒位置と温度係数; 中間報告 / 藤本 望 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2001. - (JAERI-Tech ; 2000-091)
HTTRの補機冷却水設備冷却塔の伝熱性能に関する評価 / 栃尾 大輔 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2006. - (JAEA-Technology ; 2006-045)
HTTR長期連続運転の結果の概要; 定格・並列30日運転 / 栃尾 大輔 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2009. - (JAEA-Technology ; 2009-005)
HTTR燃料セルモデルにおける可燃性毒物周辺のメッシュ効果 / 藤本 望 [ほか]
東海村 : 日本原子力研究開発機構 , 2021.6. - (JAEA-Technology ; 2021-008)
2019年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,2 / 石塚 悦男 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2020. - (JAEA-Technology ; 2020-008)