Research Paper 第6回「炉物理専門研究会」
Proceedings of 6th Reactor Physics Workshop (RPW 2017)

卞, 哲浩

19pp.1 - 106 , 2017-11 , 京都大学原子炉実験所
ISSN:1342-0852
NCID:AN10581359
Description
平成29年11月29日, 30日開催( November 29 & 30, 2017 )
1. 炉物理の活用 --燃料評価、使用済燃料貯蔵および将来炉の概念検討を例として/ 松村哲夫(電力中央研究所) [1]
2. ROM(Reduced Order Modeling)を用いた放射化量の不確かさ評価/ 横井公洋(名古屋大学大学院)
3. 軽水炉燃料の燃焼中における反応度の不確かさの定量化とその低減/ 奥村晋太朗(北海道大学大学院) [29]
4. TOF 法を用いた京大炉ライナックの時間依存性バックグラウンドに関する評価研究/ 李在洪(京都大学大学院)
5. 線形結合法による即発中性子減衰定数の推定/ 方野量太(JAEA)
6. 未臨界積分法・外挿法によるドル単位未臨界度測定/ 遠藤知弘(名古屋大学) [42]
7. 中性子雑音法を用いた気泡を含む水流の通過時間測定に対する時間依存モンテカルロシミュレーション/ 髙山直毅(JAEA) [53]
8. 次世代高速炉の核設計における燃焼核特性評価の解析条件の検討/ 滝野一夫(JAEA) [60]
9. 回収中に落下した燃料デブリの堆積角度と臨界性の相関/ 森川徹(東京都市大)
10. 回収中に落下した燃料デブリの床面材質と臨界性の相関/ 仲村宗真(東京都市大)
11. 東芝臨界実験装置(NCA)での炉物理実習/ 和田怜志(東芝) [72]
12. 地層処分場に対する中性子・γ線放射線場総合解析コードの開発/ 前田大輝(東北大学大学院) [73]
13. JENDL-4.0 に基づくCASMO5/TRACE/PARCS を用いたSPERT-III 実験解析・不確かさ評価/ 藤田達也(原子力規制庁) [92]
14. 炉心解析手法の高度化~ What, Why, How ~/ 北田孝典(大阪大学) [101]
1. Application of reactor physics - Fuel performance evaluation, spent fuel storage and concept study of future reactor -/ Matsumura, Tetsuo (CREPI) [1]
2. Uncertainty quantification of activation in reactor structures using ROM/ Yokoi, Kimihiro (Nagoya Univ.)
3. Study on uncertainty quantification of reactivity during burnup in LWR fuel/ Okumura, Shintaro (Hokkaido Univ.) [29]
4. Evaluation of time-dependent background in the KURRI-LINAC with the TOF method s/ Lee, Jaehong (Kyoto Univ.)
5. The estimation of a prompt neutron decay constant using linear combination method/ Katano, Ryota (JAEA)
6. Measurement of subcriticality in dollars using integral and extrapolation method/ Endo, Tomohiro (Nagoya Univ.) [42]
7. Time-dependent Monte Carlo simulation for transit time measurement of bubbly water flow with neutron noise technique/ Takayama, Naoki (JAEA) [53]
8. Investigation of the core neutronics analysis conditions for evaluation of burnup nuclear characteristics of next-generation fast reactors/ Takino, Kazuo (JAEA) [60]
9. Correlation of criticality effect and deposition angle of fuel debris leaked from a container defueling work/ Morikawa, Toru (Tokoy City Univ.)
10. Study on container capacity limitations of remove fuel debris- in defueling Fukushima Daiichi nuclear power station/ Nakamura, Munemasa (Tokoy City Univ.)
11. Reactor physics programs in NCA/ Wada, Satoshi (Toshiba) [72]
12. Development of calculation code for neutron and gamma ray field analysis on geological repository/ Maeda, Daiki (Tohoku Univ.) [73]
13. Analysis and uncertainty quantification of the SPERT-III experiments using CASMO5/TRACE/PARCS with JENDL-4.0 library/ Fujita, Tatsuya (NRA) [92]
14. What is an advanced reactor design calculation? ~ What, Why, How~/ Kitada, Takanori (Osaka Univ.) [101]
Full-Text

http://repository.kulib.kyoto-u.ac.jp/dspace/bitstream/2433/228178/1/ekr019.pdf

Number of accesses :  

Other information