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検索キーワード:(著者名に左の語を含む: #濱本 真平)
該当件数:23件
高温工学試験研究炉(HTTR)の高温機器・配管における熱変位挙動の評価 / 篠原 正憲, 濱本 真平, 藤本 望
: 日本原子力研究開発機構 , 2009. - (JAEA-Technology ; 2009-057)
レポート
高温工学試験研究炉HTTRを用いた1次ヘリウム冷却材中不純物の能動的制御技術の開発 / 濱本 真平 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2016. - (JAEA-Technology ; 2015-048)
高温工学試験研究炉HTTRにおける溶融ワイヤを用いた制御棒温度計測技術の開発 / 濱本 真平/澤畑 洋明/他
: 日本原子力研究開発機構 , 2017. - (JAEA-Technology ; 2017-012)
HTTR加圧水冷却設備の窒素ガス滞留防止対策 / 古澤 孝之 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2008. - (JAEA-Technology ; 2007-066)
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炉内温度測定法の検討 / 富本 浩 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2009. - (JAEA-Technology ; 2009-026)
HTTRにおける高温連続運転(HP-11); 試験結果の概要 / 高松 邦吉 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2010. - (JAEA-Research ; 2010-038)
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)
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の2次加圧水冷却器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 ; 2006-005)
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)
実用高温ガス炉の開発に必要なHTTRを用いた試験の予備検討 / 後藤 実 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2009. - (JAEA-Technology ; 2009-053)
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)
HTTR(高温工学試験研究炉)の内部溢水影響評価 / 栃尾 大輔 [ほか]
東海村 : 日本原子力研究開発機構 , 2021.9. - (JAEA-Technology ; 2021-014)
HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに関る改善 / 小山 直 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2007. - (JAEA-Technology ; 2007-047)
HTTR長期連続運転の結果の概要; 高温・並列50日運転 / 栃尾 大輔 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2010. - (JAEA-Technology ; 2010-038)
2018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 / 石塚 悦男 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2019. - (JAEA-Technology ; 2019-008)
2020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, 3 / 石塚 悦男 [ほか]
東海村 : 日本原子力研究開発機構 , 2021.9. - (JAEA-Technology ; 2021-016)
Test plan using the HTTR for commercialization of GTHTR300C / Tachibana Yukio [et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2010. - (JAEA-Technology ; 2009-063)