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検索キーワード:(著者名に左の語を含む: #天谷 政樹)
該当件数:11件
Zircaloy-4の高温酸化挙動に及ぼす固体ホウ酸の影響 / 小宮山 大輔/天谷 政樹
: 日本原子力研究開発機構(ニホン ゲンシリョク ケンキュウ カイハツ キコウ) , 2016. - (JAEA-Research ; JAEA-RESEARCH-2016-013)
レポート
Heat transfer from fuel rod surface under reactivity-initiated accident conditions; NSRR experiments under varied cooling conditions / Udagawa, Y., Sugiyama, T., Amaya M.
: 日本原子力研究開発機構 , 2014. - (JAEA-Data/Code ; 2013-021)
軽水炉燃料の事故時挙動解析コードRANNSの反応度事故解析モデル開発 / 宇田川 豊, 鈴木 元衛, 天谷 政樹
: 日本原子力研究開発機構 , 2015. - (JAEA-Data/Code ; 2014-025)
軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針の技術的根拠と高燃焼度燃料への適用性 / 永瀬 文久 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2021. - (JAEA-Review ; 2020-076)
燃料挙動解析コードFEMAXI-8の開発; 軽水炉燃料挙動モデルの改良と総合性能の検証 / 宇田川 豊 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2019. - (JAEA-Data/Code ; 2018-016)
化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究; 研究の位置づけ及び計画 / 三輪 周平 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Review ; 2013-034)
軽水炉燃料解析コードFEMAXI-7のモデルと構造(改訂版) / 鈴木 元衛 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2014. - (JAEA-Data/Code ; 2013-014)
EDC試験手法による反応度事故時の燃料被覆管破損に及ぼす水素化物偏在及び2軸応力状態の影響の評価 / 篠崎 崇 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2014. - (JAEA-Research ; 2014-025)
第36回核燃料取扱主任者試験問題・解答例集 / 谷内 茂康 [ほか]
2004年. - : 日本原子力研究所 , 2004. - (JAERI-Review ; 2004-020)
Summary of fuel safety research meeting 2005; March 2-3, 2005, Tokyo / Fuketa Toyoshi [et al.]
東海村 : 日本原子力研究開発機構 , 2006. - (JAEA-Review ; 2006-004)
「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告,2019年9月~2020年9月 / 与能本 泰介 [ほか]
東海村 : 日本原子力研究開発機構 , 2021. - (JAEA-Review ; 2020-056)