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J-GLOBAL ID：201302219474817675   整理番号：13A1575238

使用済燃料輸送キャスクのためのMCNPコードの線量評価の適用

Application of Dose Evaluation of the MCNP Code for the Spent Fuel Transport Cask

著者 (4件)： ASAMI Mitsufumi (National Maritime Res. Inst., Tokyo, JPN) ,  SAWADA Kenichi (National Maritime Res. Inst., Tokyo, JPN) ,  KONNAI Akiko (National Maritime Res. Inst., Tokyo, JPN) ,  ODANO Naoteru (National Maritime Res. Inst., Tokyo, JPN)
資料名： Progress in Nuclear Science and Technology (Web)  (Progress in Nuclear Science and Technology (Web))
巻： 2  ページ： 855-859 (WEB ONLY)  発行年： 2011年10月 
JST資料番号： U0348A  ISSN： 2185-4823  資料種別： 会議録 (C)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 英語 (EN)

シソーラス用語： 計算機コード ,  *線量評価 ,  *使用済燃料要素 ,  *キャスク ,  *モンテカルロ法 ,  *放射線遮蔽材 ,  線量当量 ,  中性子束 ,  MCNPコード ,  等価線量 ,  *容器 ,  *コンテナ ,  *運搬容器 ,  放射線量
準シソーラス用語： 使用済燃料 ,  *輸送キャスク ,  中性子フラックス

分類 (1件)： 核燃料のその他の事項  (MD08060N)

タイトルに関連する用語 (4件)： 使用済燃料 ,  輸送キャスク ,  MCNPコード ,  線量評価