山口 彰 | 大阪大学
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概要
関連著者
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山口 彰
大阪大学
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山口 彰
動力炉・核燃料開発事業団
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山口 彰
大阪大学大学院工学研究科環境・エネルギー工学専攻
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大島 宏之
(独)日本原子力研究開発機構
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三島 嘉一郎
京都大学原子炉研究所
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内堀 昭寛
(独)日本原子力研究開発機構
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大島 宏之
原子力機構
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内堀 昭寛
原子力機構
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高田 孝
大阪大
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岡本 孝司
東京大学 新領域創成科学研究科 人間環境学専攻
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山口 彰
サイクル機構
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成合 英樹
JNES
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三島 嘉一郎
京都大学
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大島 宏之
日本原子力研究開発機構
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山口 彰
大阪大
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大島 宏之
日本原子力研究開発機構次世代原子力システム研究開発部門
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高田 孝
大阪大学
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野中 作太郎
九州電気専門学校
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金井 直樹
北見赤十字病院耳鼻咽喉科・頭頸部外科
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田中 伸厚
茨城大学工学部
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森 治嗣
東京電力(株)技術開発研究所
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高木 敏行
東北大学流体科学研究所
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岡本 孝司
東京大学大学院新領域創成科学研究科
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前川 勇
カワサキプラントシステムズ
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木倉 宏成
東京工業大学原子炉工学研究所
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田倉 哲也
東北大学大学院工学研究科
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関 昌弘
日本原子力研究所
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藤田 聡
東京電機大学工学部
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吉村 忍
東京大学
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高木 敏行
東北大学
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森 治嗣
東電
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皆川 佳祐
東京電機大学工学部
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巽 雅洋
原燃工
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笠原 文雄
JNES
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岡本 孝司
東大
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関村 直人
東京大学工学研究科
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関村 直人
東京大学大学院工学系研究科
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木下 泉
電中研
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森 治嗣
東京電力(株)
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柘植 綾夫
三菱重工業(株)高砂研究所
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柘植 綾夫
三菱重工業(株)
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柘植 綾夫
三菱重工業
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岡本 孝司
東京大学 原子力工学研究施設
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岡本 孝司
東京大学 人間環境学専攻
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山口 彰
核燃料サイクル開発機構 大洗工学セ
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渡辺 収
新型炉技術開発(株)
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山口 彰
大阪大学 環境・エネルギー工学専攻
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成合 英樹
筑波大学
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小川 益郎
日本原子力研究所
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木下 泉
電力中央研究所
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武内 豊
(株)東芝
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村瀬 道雄
(株)日立製作所
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山口 彰
動力炉・核燃料開発事業団 大洗工学センター
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小倉 健志
(株)東芝 磯子エンジニアリングセンター
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田中 伸厚
茨城大学
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森山 裕丈
京都大学
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関村 直人
東京大学
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成合 英樹
筑波大学構造工学系
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木倉 宏成
東京工業大学
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村瀬 道雄
(株)日立製作所 電力・電機開発研究所
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村瀬 道雄
Institute Of Nuclear Safety System Inc.
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森山 裕丈
京大
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森山 裕丈
京都大学原子炉実験所
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山口 彰
核燃料サイクル開発機構
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杉山 憲一郎
北海道大学
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岡本 孝司
東大工
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小倉 健志
(株)東芝
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小竹 庄司
日本原子力発電 (株)
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中井 良大
日本原子力研究開発機構
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前川 勇
カワサキプラント(株)
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藤田 聡
東京電機大
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柳澤 務
日本原子力研究開発機構
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岡本 孝司
東京大学
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皆川 佳祐
東京電機大学
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小黒 優門
東京電機大学・院
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出口 祥啓
徳島大学
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大島 宏之
(独)日本原子力研究開発機構
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菊地 晋
(独)日本原子力研究開発機構
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今仲 浩一
徳島大学
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栗坂 健一
日本原子力研究開発機構
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小竹 庄司
日本原子力発電(株)
著作論文
- 原子力における計算科学技術の未来 : 計算科学技術部会の取組み
- 0615 高速炉におけるナトリウム-水反応現象の数値解析 : SERAPHIMコードの検証とパラメータ感度解析(S45-3 原子炉システムおよびその要素技術(3),S45 原子炉システムおよびその要素技術)
- OS8-9 高速炉におけるナトリウム-水反応現象の数値解析(OS8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル,循環型社会における動力エネルギー技術)
- 熱流動部会の現状と展望
- 「原子炉出力向上に関する技術検討評価」特別専門委員会最終報告
- 日本の原子炉出力向上はどうすれば実現できるか : 原子炉出力向上に関する技術検討評価特別専門委員会「出力向上の安全性に関する技術検討評価」分科会中間報告書
- 第5回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム
- 日本における原子炉熱流動研究の現状
- 「もんじゅ」温度計の流力振動
- 世界の高速炉サイクル技術開発の動向 第3回(最終回) : 革新的なナトリウム冷却高速炉サイクル技術と開発課題
- 福島第一原子力発電所事故の分析と今後に向けて
- 福島第一原子力発電所事故の分析と今後に向けて
- 確率論的安全評価(PSA)と確率論的リスク評価(PRA)
- 原子炉施設の確率論的リスク評価の動向と今後への期待 : 3. リスク評価を使いこなす-原子力安全の確保
- ナトリウム-水化学反応場の素反応解析
- J101021 積層ゴムの非線形性を考慮した免震原子力建屋の応答に関する研究([J10102]原子力施設の耐震安全性に関する実験的・解析的検討(2))
- 福島第一原子力発電所事故の技術的知見と第4世代炉の安全性