「"Nuclear fuel claddings."」の検索結果 | NDLサーチ

検索結果 75 件

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Zirconium in the nuclear industry: 17th international symposium : ASTM 17th international symposium on zirconium in the nuclear industry : Feb 2013, Hyderabad, India. (STP ; 1543)

紙図書

ASTM International[2015]<M17-15-2362>

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Zirconium in the nuclear industry: 16th international symposium : May 2010, Chengdu, China. (STP ; 1529)

紙図書

ASTM Internationalc2011.<M17-12-3235>

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Zirconium in the nuclear industry: 15th international symposium. : Jun 2007, Sunriver, OR. (STP ; 1505)

紙図書

ASTM Internationalc2009.<M17-10-436>

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Zirconium in the nuclear industry: fourteenth international symposium. : Stockholm conference : ASTM symposium on zirconium in the nuclear industry : Jun 2004, Stockholm, Sweden. (STP ; 1467)

紙図書

ASTM Internationalc2005.<M17-06-1663>

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Corrosion of research reactor aluminium clad spent fuel in water. (Technical reports series ; no. 418)

紙図書

International Atomic Energy Agency2003.<NG71-B19>

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件名Aluminum -- Corrosion. Nuclear fuel claddings. Spent reactor fuels.

Zirconium in the nuclear industry: thirteenth international symposium. : 13th ASTM international symposium on zirconium in the nuclear industry : Jun 2001, Annecy, France. (STP ; 1423)

紙図書

ASTM Internationalc2002.<M17-06-1390>

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Pellet-clad interaction in water reactor fuels : seminar proceedings, Aix-en-Provence, France, 9-11 March 2004 / hosted by CEA Cadarache, DEN, DEC ; in co-operation with EDF ... [et al.]. (Nuclear science)

紙図書

Nuclear Energy Agency, Organisation for Economic Co-operation and Developmentc2005.<DE64-B1582>

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Zirconium in the nuclear industry: twelfth international symposium. : 12th ASTM international symposium on zirconium in the nuclear industry : Jun 1998, Toronto, Canada. (STP ; 1354)

紙図書

ASTMc2000.<M17-06-764>

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バルク金属水素化物の創生と高温物性評価ならびに軽水炉燃料被覆管の健全性評価 : 平成18年度原子力安全基盤調査研究

紙図書

大阪大学2007.3<NG61-H165>

国立国会図書館

Adaptation of USNRC's FRAPTRAN and IRSN's SCANAIR transient codes and updating of MATPRO package for modeling of LOCA and RIA validation cases with Zr-1%Nb (VVER type) cladding [microform] / prepared by A. Shestopalov, K. Lioutov, L. Yegorova NUREG/IA-0209 NSI RRC KI 3067 IRSN-2002/33 (International agreement report ; NUREG/IA-0209)

マイクロ図書

2003<YCA-Y 3.N 88:53/0209>

国立国会図書館

使用済燃料被覆管の貯蔵施設受入れ時特性評価平成17年度

紙図書

原子力安全基盤機構2006.6<NG61-H152>

国立国会図書館

Examination of spent PWR fuel rods after 15 years in dry storage [microform] / prepared by R. E. Einziger ... [et al.] NUREG/CR-6831 ANL-03/17

マイクロ図書

2003<YCA-Y 3.N 88:25/6831>

国立国会図書館

被覆管特性評価試験(PWR) (高燃焼度燃料安全裕度確認試験成果報告書 ; 平成17年度その2)

紙図書

原子力安全基盤機構2006.8<NG61-H151>

国立国会図書館

バルク金属水素化物の創生と高温物性評価ならびに軽水炉燃料被覆管の健全性評価

紙図書

大阪大学2006.3<NG61-H139>

国立国会図書館

Mechanical properties of unirradiated and irradiated Zr-1% Nb cladding [microform] : procedures and results of low temperature biaxial burst tests and axial tensile tests / prepared by E. Kaplar ... [et al.] (International agreement report ; NUREG/IA-0199)

マイクロ図書

2001<YCA-Y 3.N 88:53/0199>

国立国会図書館

被覆管破損機構に係る調査および計算科学評価 (高燃焼度燃料安全裕度確認試験成果報告書 ; 平成16年度その1)

紙図書

原子力安全基盤機構2005.11<NG61-H133>

国立国会図書館

ODSフェライト鋼被覆管の材料強度基準(暫定案) : 研究報告書 (JNC TN9400 ; 2005-15)

紙図書

核燃料サイクル開発機構大洗工学センター2005.2<NG61-H122>

国立国会図書館

バルク金属水素化物の創生と高温物性評価ならびに軽水炉燃料被覆管の健全性評価

紙図書

大阪大学2005.3<NG61-H100>

国立国会図書館

BOR-60第2期照射試験用上部端栓付ODS鋼被覆管の製造 : 製造条件設定試験及び製品製作 : 試験報告 (JNC TN8430 ; 2004-3)

紙図書

核燃料サイクル開発機構東海事業所2005.3<NG61-H104>

国立国会図書館

高燃焼度燃料破損限界試験成果報告書平成22年度

紙図書

原子力安全基盤機構2012.12<NG71-L2>

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