植田 伸幸 | 電中研
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概要
関連著者
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植田 伸幸
電中研
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木下 泉
電中研
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西 義久
電中研
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西 義久
(財)電力中央研究所
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西村 聡
電中研
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木下 泉
電力中研
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古賀 智成
(財)電力中央研究所
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古谷 正裕
電中研
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古賀 智成
電中研
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古谷 正裕
(財)電力中央研究所 原子力技術研究所 原子炉システム安全領域
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古谷 正裕
財団法人 電力中央研究所 原子力技術研究所
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古谷 正裕
財団法人 電力中央研究所
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吉田 和生
電中研
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古谷 正裕
電力中研
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古谷 正裕
(財)電力中央研究所原子力技術研究所
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坂下 嘉章
東芝
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丸山 茂樹
東芝
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藤岡 照高
(財)電力中央研究所エネルギー技術研究所
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藤岡 照高
電中研
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功刀 資彰
原研
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坪井 靖
東芝
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関本 博
東京工業大学原子炉工学研究所
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関本 博
東工大原子核
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向山 武彦
日本原子力研究所
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飯田 式彦
東芝
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横堀 誠一
(株)東芝 電力・社会システム社電力・産業システム技術開発センター機器・システム開発部
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横堀 誠一
東芝
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山根 義宏
名大
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代谷 誠治
京大炉
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山本 宗也
東芝
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池上 哲雄
動燃
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横溝 修
日立
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小山 和也
ARTECH
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長坂 秀雄
原子力機構
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新谷 聖法
核燃料サイクル開発機構
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松岡 猛
船舶技術研究所
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代谷 誠治
京大 炉
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功刀 資彰
京都大学
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松宮 壽人
東芝
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松宮 寿人
東芝
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兼本 茂
東芝
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兼本 茂
Toshiba Corporation
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兼本 茂
(株)東芝原子力技術研究所
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笠井 重夫
東芝
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数土 幸夫
(財)原子力安全技術センター
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数土 幸夫
原研
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平川 直弘
東北大
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向山 武彦
原研
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新谷 聖法
動燃
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田村 誠司
HESCO
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中原 貢
日立
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綾 威雄
船研
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湊 明彦
原子力機構
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平田 和太
電中研
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木村 元比古
東芝
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落合 政昭
原研
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大谷 暢夫
動燃
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丹沢 富雄
東芝
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松岡 猛
船研
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古川 雄二
三菱重工
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柳原 敏
原研
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杉山 憲一郎
北大院
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鹿島 光一
電中研
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木村 元比古
(株)東芝
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吉田 智朗
電力中央研究所
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柳原 敏
日本原子力研究所
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平川 直弘
東北大学
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松本 弘
アイテル
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関本 博
東工大・原子炉研
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木村 元比古
(株)東芝原子力技術研究所
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横山 次男
東芝
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山岡 光明
東芝
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森木 保幸
東芝
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吉田 智朗
電中研
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吉田 智朗
電力中研
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湊 章男
電力中研
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太田 宏一
電力中央研究所
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桐本 順広
電中研
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田村 誠司
(株)日立エンジニアリングサービス
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Ehud Greenspan
カリフォルニア大バークレー校
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吉田 智朗
(財)電力中央研究所
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関本 博
東京工業大学
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鹿島 光一
電力中研
著作論文
- III. 核分裂工学
- ナトリウム冷却小型高速炉4Sの炉心湾曲に伴う反応度評価
- ナトリウム冷却小型高速炉4Sにおける局所事故の解析的評価--冷却材流路の部分閉塞を対象とした予備評価
- 2639 ナトリウム冷却小型高速炉4Sの炉心冷却評価 : スタック機能喪失時のRVACS性能の検討(S57-3 原子炉システムおよびその要素技術(3),S57 原子炉システムおよびその要素技術)
- ナトリウム冷却小型高速炉4Sの炉心冷却評価--スタック機能喪失時のRVACS性能の検討
- 3530 溶融アルミニウム滴のナトリウムプール中での変形・破砕機構(S49-4 流動,原子炉用機器(3),S49 原子炉システムおよびその要素技術)
- 3510 1万kWe超小型高速炉(4S炉)の受動安全特性(S49-1 安全,材料,原子炉用機器,S49 原子炉システムおよびその要素技術)
- 高速増殖原型炉「もんじゅ」過渡試験を対象としたプラント動特性解析コードCERESの検証--定常運転ならびに原子炉トリップ運転に対する検証--電中研・核燃料サイクル開発機構共同研究報告書
- 燃料無交換密封型ナトリウム冷却小型高速炉(4S)概念
- 2223 反射体制御方式ナトリウム冷却小型高速炉の概念(その 1:炉心、原子炉概念)
- 第4世代原子炉とアメリカの原子力エネルギー開発プログラム
- 徹底分析 大・小型に原子炉開発二極化--ICONE-10にみる海外事情
- 電中研における革新的小型原子炉の研究開発 (特集 革新的原子炉開発の国際動向)
- 1万kWeナトリウム冷却小型高速炉(4S)概念と熱流動特性(NP3 新型炉技術)
- 2224 反射体制御方式ナトリウム冷却小型高速炉の概念(その 2:プラント概念)
- E218 プラント動特性解析コードCERESの検証 : 小型高速炉を対象としたSAS4A/SASSYS-1コードとの比較(原子力技術開発の概観と小型炉,OS8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル)
- 3213 リスクインフォームド ISI の日本における適用可能性と今後の方向性
- 高速炉用燃料ピンバンドル詳細変形解析システムの開発
- 溶融金属のナトリウムプール中での変形・破砕挙動に関する研究
- 金属燃料FBRの炉心損傷時安全性評価(2)溶融燃料と冷却材の相互作用に及ぼす流体力学的影響の検討
- 金属燃料FBRの炉心損傷時安全性評価--溶融燃料と冷却材の熱的相互作用および燃料排出に関する検討
- 2230 ENHS(重金属冷却小型炉)の熱流動特性
- 2次系削除タンク型FBR「ARES」における冷却系流路構成の改良
- 水リーク事故発生頻度に着目したFBR用二重管SGの信頼性
- 金属燃料炉心の炉心損傷時再臨界性評価--起因過程解析による大型炉心の評価
- 金属燃料FBRの炉心損傷解析コードの開発と冷却材ボイド反応度制限の評価
- 多目的小型高速炉とは何か--新しい概念の原子力エネルギー利用に挑戦する (特設 注目の小型発電システムを見る)
- 溶融金属とナトリウムの液-液直接接触時の機械的相互作用の解明--溶融金属初期温度の影響
- 金属燃料炉心におけるATWS起因の燃料破損の解析的評価
- 2次系削除タンク型FBR「ARES」のプラント熱流動特性(2)事故時過渡特性
- FBR炉容器直接冷却崩壊熱除去系の適用性評価
- 自然循環BWR安定性に関する最適評価コードTRACEの適用性
- 最適評価コードTRACEの流動振動現象への適用性 : 自然循環BWRのフラッシング誘起密度波振動現象を対象とした検証