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J-GLOBAL ID：201302219474817675   Reference number：13A1575238

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

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

Author (4)： 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)
Material： Progress in Nuclear Science and Technology (Web)  (Prog Nucl Sci Technol (Web))
Volume： 2  Page： 855-859 (WEB ONLY)  Publication year： Oct. 2011 
JST Material Number： U0348A  ISSN： 2185-4823  Document type： Proceedings
Article type： 原著論文  Country of issue： Japan (JPN)  Language： ENGLISH (EN)

Thesaurus term： computer code ,  *dose evaluation ,  *spent fuel element ,  *cask ,  *Monte Carlo method ,  *radiation shielding material ,  dose equivalent ,  neutron flux
Semi thesaurus term： MCNP code ,  spent nuclear fuel ,  *shipping cask ,  equivalent dose ,  neutron flux

JST classification (1)： Other items on nuclear fuel  (MD08060N)

Terms in the title (4)： 使用済燃料 ,  輸送キャスク ,  MCNPコード ,  線量評価