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| タイトル | 損傷炉心の予備臨界解析 |
| 翻訳タイトル | Preliminary criticality analysis for a damaged reactor core |
| 著者 | Nguyen, Hoang Hai(日本原子力研究開発機構) |
| 著者 | 須山 賢也(日本原子力研究開発機構) |
| 会議開催日 | 2024-03-27 |
| 言語 | eng |
| ページ数 | p.2L20 |
| 種別 | proceedings |
| ファイル形式 | |
| 分類 | 2-2-3 炉心 |
| 分類 | 4-2-1-1 緊急事態分類 |
| 分類 | 6-1-4-1 事故影響解析のためのツール |
| 上位階層分類（自動付与） | 2-2 設計 4-2-1 通報 6-1-4 環境保護と修復に関するR&D |
| 内容 | 炉物理,核データの利用,臨界安全 |
| 情報源 |  文献複写申込へ 関連URL |
| 会議名 |  日本原子力学会2024年春の年会 |
| 関連するコンテンツ |
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| URI | https://f-archive.jaea.go.jp/dspace/handle/faa/295214 |
| WARP保存日 | 2024-07-25 |
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