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核燃料サイクル開発機構 東海事業所 | 論文
- Ti-5%Ta製およびZr製酸回収蒸発缶の長期耐久性実証試験
- 硝酸プルトニウム溶液での304ULCステンレス鋼の溶解反応におけるプルトニウムの役割
- HIP接合異材継手の超音波探傷方法の開発
- 硝酸溶液中でのステンレス鋼の耐食性に及ぼす共存核分裂生成物の影響
- 硝酸プルトニウム溶液での各種金属材料の耐食性
- FBR使用済燃料溶解液中での各種金属材料の耐食性
- 再処理施設酸回収工程スチームジェットの故障要因調査
- 個人線量計校正用ファントムとしてのTLD内蔵中性子線量当量計の適用検討
- 酸化物電解法MOX電解共析の反応解析
- 原子力緊急時支援・研修センター(Nuclear Emergency Assistance & Training Center ; NEAT)の役割と最近の活動
- 原子力緊急時支援・研修センター(Nuclear Emergency Assistance & Training Center; NEAT)の役割と最近の活動
- 高レベル放射性廃棄物模擬ガラス固化体中のNaとCsの自己拡散
- IAEA/RCA個人線量計国際相互比較の結果
- 技術概説 法令改正に対応した外部被ばくによる線量の測定・評価
- 技術報告 アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における火災原因の検討(2)
- 高放射性廃液貯槽の肉厚測定
- 高レベル放射性廃棄物模擬ガラス固化体中のNaとCsの自己拡散と浸出挙動
- 模擬ガラス固化体中のNaおよびCsの自己拡散係数と浸出挙動
- エボナイトを利用した中性子被ばく線量の簡易・迅速な測定
- 第9回中性子線量計測国際会議(NEUDOS 9)印象記