KURRI-KR(CD)-43

「炉物理専門研究会報告書」
Proceedings of Workshop on Reactor Physics
編集:卞 哲浩
Edited by Cheol Ho Pyeon

目次

  1. MVP コード開発の現状 長家 康展(日本原子力研究開発機構) P.1
  2. 複素数ウェイトモンテカルロ法の開発 ―燃料集合体異方性拡散係数の生成とADS 炉雑音解析への応用― 山本 俊弘(京都大学原子炉実験所) P.33
  3. KUCA-A 架台を用いた鉛置換反応度の測定 菅原 隆徳(日本原子力研究開発機構) P.52
  4. 加速器駆動システムでの未臨界度測定における実効増倍率中性子割合の検討 山中 正朗(京都大学大学院) P.60
  5. 東芝臨界実験装置(NCA)を用いた未臨界度測定技術開発 郡司 智(東芝) P.67
  6. ブートストラップ法を用いたFeynman-法の信頼区間評価 遠藤 知弘(名古屋大学) P.68
  7. 自己回帰移動平均モデルを用いたモンテカルロ計算における核分裂源の統計的な揺らぎの 解析 坂田 光太郎(名古屋大学大学院) P.78
  8. 炉心解析に用いるエネルギー群数への縮約に関する検討 和田 怜志(大阪大学大学院) P.87
  9. 四因子公式を用いたトリウム燃料装荷高温ガス炉の核特性検討 窪園 みなみ(東京都市大学) P.94
  10. 炉心解析システムAEGIS/SCOPE2 のためのV&V 手法の開発 竹田 敏(原子燃料工業(株)) P.104
  11. 軽水炉燃料格子の感度解析・不確かさ評価 片桐 寛樹(福井大学大学院) P.105
  12. 感度解析によるトリウム核反応断面積の妥当性検討 三代 卓司(大阪大学大学院) P.113
  13. 拡張炉定数調整法:設計対象炉心核特性を考慮した炉定数調整法 横山 賢治(日本原子力研究開発機構) P.122
  14. ランダムサンプリング法を用いた断面積調整法 渡辺 友章(名古屋大学大学院) P.131

Contents

  1. Development Status of a Monte Carlo Code MVP (JAEA) Yasunobu NAGAYA P.1
  2. Development of complex-valued weight Monte Carlo method –Application to generation of anisotropic diffusion coefficients of fuel assemblies and reactor noise analyses in ADS– (KURRI) Toshihiro Yamaoto P.33
  3. Measurement of Replacement Reactivity of Lead in KUCA-A core (JAEA) Takanori Sugawara P.52
  4. Study on Effective Delayed Neutron Fraction on Subciriticality Measurement in Accelerator-Driven System (Kyoto Univ.) Masao Yamanaka P.60
  5. Subcriticality measurements in the Toshiba Nuclear Critical Assembly (TOSHIBA) Satoshi Gunji P.67
  6. Confidence Interval Estimation of Feynman-α Method using Bootstrap Method (Nagoya Univ.) Tomohiro Endo P.68
  7. Analysis of Statistical Deviation of Fission Source in Monte Carlo method with ARMA model (Nagoya Univ.) Kotaro Sakata P.78
  8. Study on collapse of energy group number for use in core calculation (Osaka Univ.) Satoshi Wada P.87
  9. See line 9 of page (iii) (Tokyo City Univ.) Minami Kubozono P.94
  10. Development of V&V process for nuclear reactor core analysis system AEGIS/SCOPE2 (NFI) Satoshi Takeda P.104
  11. Sensitivity Analysis and Uncertainty Evaluation for Fuel Lattice of Light Water Reactor (Fukui Univ.) Hiroki Katagiri P.105
  12. The validity of the evaluation of Thorium cross-section by sensitivity analysis (Osaka Univ.) Takuji Mishiro P.113
  13. Extended Cross-section Adjustment Method : A Cross-section Adjustment Method Considering the Target Core Characteristics (JAEA) Kenji Yokoyama P.122
  14. Cross Section Adjustment Method using Random Sampling Technique (Nagoya Univ.) Tomoaki Watanabe P.131

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