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検索キーワード:(著者名に左の語を含む: #山根 祐一)
該当件数:18件
臨界安全研究の現状と今後に関する専門研究会報告書 / 中島 健(編), 山根 祐一(編)
: 京都大学原子炉実験所 , 2013. - (KURRI ; KURRI-KR-182)
レポート
熱流動解析コードPHOENICSを組み込んだ燃料溶液体系の動特性解析コードの開発及びTRACYの自然冷却特性実験の解析(受託研究) / 渡辺 庄一, 山根 祐一, 三好 慶典
: 日本原子力研究所 , 2003. - (JAERI-Tech ; 2003-045)
モックアップ試験装置を用いたJCO沈殿槽の熱特性シミュレーション試験 / 渡辺 庄一, 三好 慶典, 山根 祐一
: 日本原子力研究所 , 2002. - (JAERI-Tech ; 2002-043)
溶液燃料体系の臨界事故解析コード: AGNES2 / 中島 健, 山根 祐一, 三好 慶典
: 日本原子力研究所 , 2002. - (JAERI-Data/Code ; 2002-004)
円筒タンク液面傾斜に伴う幾何学的バックリングの境界要素解析 / 山根 祐一, 板垣 正文, 佐橋 直樹
: 日本原子力研究所 , 1996. - (JAERI-Tech ; 96-018)
直方体タンク液面傾斜に伴う幾何学的バックリングの境界要素解析(受託研究) / 山根 祐一, 三好 慶典, 佐橋 直樹
: 日本原子力研究所 , 1997. - (JAERI-Tech ; 97-039)
核燃料施設の確率論的安全評価に関する調査,1 / 吉田 一雄 [ほか] 編
: 日本原子力研究開発機構 , 2007. - (JAEA-Research ; 2006-085)
核燃料施設の確率論的安全評価に関する調査,2 / 吉田 一雄 [ほか] 編
: 日本原子力研究開発機構 , 2007. - (JAEA-Research ; 2007-002)
核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査,1 / 吉田 一雄 [ほか] 編
: 日本原子力研究開発機構 , 2007. - (JAEA-Research ; 2007-047)
TRACY transient experiment databook, 2; Ramp withdrawal experiment / Nakajima Ken [et al.]
: 日本原子力研究所 , 2002. - (JAERI-Data/Code ; 2002-006)
TRACY transient experiment databook, 3; Ramp feed experiment / Nakajima Ken [et al.]
: 日本原子力研究所 , 2002. - (JAERI-Data/Code ; 2002-007)
10\%濃縮硝酸ウラニル水溶液の平板形状基本炉心の臨界特性 / 菊池 司 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1999. - (JAERI-Tech ; 99-038)
TRACY transient experiment databook, 1; Pulse withdrawal experiment / Nakajima Ken [et al.]
: 日本原子力研究所 , 2002. - (JAERI-Data/Code ; 2002-005)
MOX粉体系の過渡臨界事象評価のための物性値データ; MOX及びステアリン酸亜鉛粉末の物性値(受託研究) / 山根 祐一 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2006. - (JAEA-Data/Code ; 2006-021)
臨界安全ハンドブック・データ集第2版(受託研究) / 奥野 浩 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2009. - (JAEA-Data/Code ; 2009-010)
平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,2; 800 phi 円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究) / 小野寺 清二 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2000. - (JAERI-Tech ; 2000-013)