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幾島 毅; 金衛 敬興*; 島田 裕久*; 下田 収*
日本原子力学会誌, 26(9), p.781 - 792, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)核燃料輸送容器の熱・構造設計や解析に使用できる多くの計算コードがある。核燃料輸送容器の熱・構造解析をする者にとっての1つの問題は、使用する計算コードの選択である。このため、計算結果の妥当性を評価するために、核燃料輸送容器の熱・構造計算コードの検証計算を実験結果と比較して実施した。本報告は検証計算結果について述べたものである。
