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検索キーワード:(著者名に左の語を含む: #本多 友貴)
該当件数:7件
Neutronic characteristic of HTTR fuel compact with various packing models of coated fuel particle / Ho, Hai Quan [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2017. - (JAEA-Technology ; 2016-040)
レポート
Calculation of decay heat by new ORIGEN libraries for high temperature engineering test reactor / Simanullang, I.L./Honda, Y./and others
: 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-Technology ; JAEA-TECHNOLOGY-2015-032)
Proceedings of 7th KAERI-JAEA Information Exchange Meeting on HTGR and Nuclear Hydrogen Technology; November 5th-6th, 2015, JAEA Oarai Research and Development Center, Oarai, Japan / Inaba Yoshitomo [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2016. - (JAEA-Review ; 2015-043). - (KAERI/AR ; KAERI/AR-1082/2015)
HTTRを用いた崩壊熱最適評価手法の適用性確認試験(非核加熱試験); 原子炉の残留熱除熱特性評価モデルの検証 / 本多 友貴 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2017. - (JAEA-Technology ; 2017-013)
HTTR核熱供給試験(コールド試験)データによるシステム解析コードの検証及び水素製造施設異常時の原子炉挙動予測評価 / 本多 友貴 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2015. - (JAEA-Technology ; 2015-012)
HTTRを用いた熱負荷変動試験(非核加熱試験); 温度過渡に対する高温ガス炉システム応答特性の確認 / 本多 友貴 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2016. - (JAEA-Technology ; 2016-016)
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)