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検索キーワード:(著者名に左の語を含む: #小山 真一)
該当件数:31件
MOX燃料の溶解特性に関する研究 / 小山 真一, 滑川 卓志
: 核燃料サイクル開発機構 , 2002. - (JNC(研究報告)40 ; JNC-TN9400-2002-060)
レポート
高速炉用ウラン・プルトニウム混合窒化物燃料の照射後試験-窒化物燃料の破壊試験結果- / 田中 康介, 前田 宏治, 小山 真一
: 核燃料サイクル開発機構 , 2002. - (JNC(研究報告)40 ; JNC-TN9400-2002-001)
第4回先進オリエントサイクル研究開発セミナー「先進原子力科学が拓く新資源戦略と課題」講演集; 2010年7月30日,六ヶ所村スワニーホール・大会議室 / 佐々木 祐二(編)/小山 真一(編)/他
: 日本原子力研究開発機構 , 2010. - (JAEA-Review ; JAEA-REVIEW-2010-057)
第3回先進オリエント研究開発セミナー(International)講演集; 2009年10月30日,東北大学多元物質科学研究所,材料・物性総合研究棟大会議室 / 佐々木 祐二(編)/小山 真一(編)/他
: 日本原子力研究開発機構 , 2010. - (JAEA-Review ; JAEA-REVIEW-2009-062)
Am含有燃料照射試験(B8-HAM)のAm再分布挙動 / 久田 雅樹 [ほか]
: 核燃料サイクル開発機構 , 2000. - (JNC(研究報告)40 ; JNC-TN9430-2000-002)
Fuel temperature analyses at overpower of metallic fuel pin for sodium-cooled fast reactors / Mizuno Tomoyasu [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Technology ; 2013-009)
Irradiation behavior analyses of oxide fuel pin for sodium-cooled fast reactors / Mizuno Tomoyasu [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Technology ; 2013-005)
Fast reactor fuel pin behavior analyses in a LOF type transient event / Mizuno Tomoyasu [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Technology ; 2013-011)
Irradiation behavior analyses of oxide fuel pins for startup core of a demonstration SFR / Mizuno Tomoyasu [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Technology ; 2013-007)
Irradiation behavior analyses of metallic fuel pins for sodium-cooled fast reactors / Mizuno Tomoyasu [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Technology ; 2013-004)
Irradiation behavior analyses of MA bearing oxide fuel pin for sodium-cooled fast reactors / Mizuno Tomoyasu [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Technology ; 2013-006)
Fuel temperature analyses of metallic fuel pins for sodium-cooled fast reactors / Mizuno Tomoyasu [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Technology ; 2013-010)
Irradiation behavior analyses of oxide fuel pins for SFR high breeding cores / Mizuno Tomoyasu [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Technology ; 2013-012)
酸化物分散強化型フェライト鋼の硝酸溶解特性評価,2; 溶解工程の硝酸濃度等に対応した溶解量の検討 / 井上 賢紀 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2013. - (JAEA-Research ; 2013-009)
酸化物分散強化型フェライト鋼の硝酸溶解特性評価; マルテンサイト系9Cr-ODS鋼の評価 / 井上 賢紀 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2012. - (JAEA-Research ; 2011-057)
長寿命核分裂生成物の同位体分離技術の予備調査; $^{135}$Csへのレーザー分離法適用 / 尾下 博教 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2007. - (JAEA-Review ; 2007-031)
高速実験炉「常陽」照射済Npサンプルの化学分析による237Np反応量評価 / 逢坂 正彦 [ほか]
: 核燃料サイクル開発機構 , 2000. - (JNC(研究報告)40 ; JNC-TN9400-2001-016)
高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCmの分析 ‐ 分析技術の開発及び測定 ‐ / 逢坂 正彦 [ほか]
: 核燃料サイクル開発機構 , 2000. - (JNC(研究報告)40 ; JNC-TN9400-2000-058)
照射済MOX燃料中のAm同位体分析結果 / 小山 真一 [ほか]
: 動力炉・核燃料開発事業団 , 1997. - (JNC(技術報告)41 ; PNC-TN9410-97-054)
11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)ラッパ管材の物性値 / 矢野 康英 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2012. - (JAEA-Data/Code ; 2012-022)