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検索キーワード:(著者名に左の語を含む: #須山 賢也)
該当件数:31件
WWWを利用した核種組成データベースシステム: SECOMPO on W3 / 須山 賢也
: 日本原子力研究所(ニホン ゲンシリョク ケンキュウショ) , 1997. - (JAERI-Data/Code ; 97-045)
レポート
POST: SRAC95を使用した臨界計算のための断面積処理プログラム / 須山 賢也//高田 友幸
: 日本原子力研究所 , 1998. - (JAERI-Data/Code ; 98-035)
統合化燃焼計算コードシステムSWAT / 須山 賢也, 岩崎 智彦, 平川 直弘
: 日本原子力研究所 , 1997. - (JAERI-Data/Code ; 97-047)
A Guide to introducing burnup credit, preliminary version (English translation) / Okuno Hiroshi, Suyama Kenya, Ryufuku Susumu
: 日本原子力研究開発機構 , 2017. - (JAEA-Review ; 2017-010)
確率論的幾何形状モデルの軽水体系への適用について / 森 貴正, 小嶋 健介, 須山 賢也
: 日本原子力研究開発機構 , 2019. - (JAEA-Research ; 2018-010)
OECD/NEA burnup credit criticality benchmarks phase IIIB; Burnup calculations of BWR fuel assemblies for storage and transport / Okuno Hiroshi, Naito Yoshitaka, Suyama Kenya
: 日本原子力研究所 , 2002. - (JAERI-Research ; 2002-001)
軽水炉使用済燃料の燃焼度クレジットに関する技術開発 / 中原 嘉則, 須山 賢也, 須崎 武則
: 日本原子力研究所 , 2000. - (JAERI-Tech ; 2000-071)
統合化燃焼計算コードシステムSWAT改訂版 / 須山 賢也//清住 武秀//望月 弘樹
: 日本原子力研究所(ニホン ゲンシリョク ケンキュウショ) , 2000. - (JAERI-Data/Code ; 2000-027)
JENDL-3.2に基づくORIGEN2用ライブラリ; ORLIBJ32 / 須山 賢也 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1999. - (JAERI-Data/Code ; 99-003)
福島第一原子力発電所の燃料組成評価 / 西原 健司, 岩元 大樹, 須山 賢也
: 日本原子力研究開発機構 , 2012. - (JAEA-Data/Code ; 2012-018)
連続エネルギモンテカルロコードMVP, MCNP及び核計算コードSRACを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT4.0 / 鹿島 陽夫, 須山 賢也, 高田 友幸
: 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) , 2015. - (JAEA-Data/Code ; 2014-028)
Analyses of PWR spent fuel composition using SCALE and SWAT code systems to find correction factors for criticality safety applications adopting burnup credit / Hee, S. S. [et al.]
: 日本原子力研究所 , 2001. - (JAERI-Research ; 2000-066)
ORIGEN-Sを用いた廃止措置用放射能インベントリ評価モジュールの開発 / 松田 規宏 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2020. - (JAEA-Data/Code ; 2020-003)
燃焼計算コードシステムCOMRAD96 / 須山 賢也 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 1997. - (JAERI-Data/Code ; 97-021)
ORIGEN2によるPWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出 / 須山 賢也 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2001. - (JAERI-Tech ; 2001-074)
WWWを利用した核種組成データベースシステムSFCOMPO on WWW Ver.2 / 望月 弘樹 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2001. - (JAERI-Data/Code ; 2001-020)
Proceedings of the International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2014); September 28-October 3, 2014, Kyoto, Japan / Suyama, K.(ed.), Sugawara, T.(ed.), Tada, K.(ed.)[et al.]
: 日本原子力研究開発機構 , 2015. - (JAEA-Conf ; JAEA-CONF-2014-003)
使用済燃料直接処分の臨界安全評価; 燃焼度クレジット評価のためのデータの整備(受託研究) / 山本 健土 [ほか]
: 日本原子力研究開発機構 , 2015. - (JAEA-Technology ; 2015-019)
燃焼履歴が使用済燃料の反応度に及ぼす影響 / 林 高史 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2001. - (JAERI-Tech ; 2001-041)
JENDL-3.2に基づく軽水炉MOX燃料用ORIGEN2ライブラリ / 須山 賢也 [ほか]
: 日本原子力研究所 , 2000. - (JAERI-Data/Code ; 2000-036)