MAAP5.01及びMELCOR2.1を用いた軽水炉代表プラントの過酷事故解析 －BWR-5/Mark-II改良型プラントの全交流電源喪失解析の比較－
Severe accident analysis of a representative LWR plant with MAAP5.1 and MELCOR2.1- Comparison of station blackout analysis for a BWR-5/advanced Mark-II containment type plant -
2014年06月

使用済燃料プールの事故時冷却特性評価 －MAAPコードを用いた冷却機能及び冷却材喪失事故解析－
Evaluation of cooling characteristics for spent fuel pool accidents -Analysis of loss-of-cooling and loss-of-coolant accident in SFP with MAAP code-
2013年05月

高速炉用燃料ピンバンドル詳細変形解析システムの開発
Development of Advanced Fuel Pin Bundle Distortion Analysis System for Fast Reactors
2009年07月

ナトリウム冷却小型高速炉4Sの炉心湾曲に伴う反応度評価
Analytical Evaluation of Core Bowing Reactivity in Sodium Cooled Small Fast Reactor (4S)
2008年06月

ナトリウム冷却小型高速炉4Sにおける局所事故の解析的評価 －冷却材流路の部分閉塞を対象とした予備評価－
Analytical Evaluation of Local Fault in Sodium Cooled Small Fast Reactor (4S) -Preliminary Evaluation of Partial Blockage in Coolant Channel-
2007年06月

ナトリウム冷却小型高速炉4Sの炉心冷却評価－スタック機能喪失時のRVACS性能の検討－
Analytical Evaluation of Reactor Coolability for Sodium Cooled Small Fast Reactor (4S) - Investigation of RVACS Performance under Loss of Stacks Condition -
2006年07月

溶融金属のナトリウムプール中での変形・破砕挙動に関する研究
Study on Transformation and Fragmentation Behavior of Molten Metal in Sodium Pool
2005年04月

金属燃料FBRの炉心損傷時安全性評価（II） -溶融燃料と冷却材の相互作用に及ぼす流体力学的影響の検討-
Safety Evaluation of Metallic Fuel Cores in Core Disruptive Accidents (II) -Effect of Hydrodynamic Fragmentation on Molten Fuel-Coolant Interaction-
2004年04月

金属燃料FBRの炉心損傷時安全性評価 -溶融燃料と冷却材の熱的相互作用および燃料排出に関する検討-
Safety Evaluation of Metallic Fuel Cores in Core Disruptive Accidents -Experimental Study on Molten Fuel-Coolant Interaction and Fuel Exclusion-
2002年04月

溶融金属とナトリウムの液-液直接接触時の機械的相互作用の解明 -～溶融金属初期温度の影響～-
Experimental Study on Mechanical Interaction Between Molten Metal and Sodium -Effect of Initial Temperature of Molten Metal-
2000年01月

溶融金属と水の液-液直接接触時の機械的相互作用の解明
Study on Mechanical Interaction between Molten Alloy and Water
1999年01月

金属燃料炉心の炉心損傷時安全研究に関する現状と課題
PRESENT STATUS AND KEY ISSUES IN SAFETY R&D ON METALLIC-FUELED CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS
1997年02月

プールスクラビング時の気液二相流動に対するガス種の影響　－窒素・ヘリウムを用いた基礎検討ー
Effect of Gas Species on Gas-Liquid Two-Phase Flow During Pool Scrubbing - Preliminary Consideration Using Nitrogen and Helium -
2020年03月

原子炉過酷事故時におけるエアロゾル粒径評価 -過飽和水蒸気環境における模擬FP粒子の粒径拡大の測定-
Evaluation of aerosol diameter during reactor severe accident -Measurement of particle size growth of simulated FP particles in supersaturated steam environment -
2020年03月

プラント動特性解析コードCERESの検証―小型高速炉を対象としたSAS4A/SASSYS-1コードとの比較―
Verification of the plant dynamics analytical code CERES - Comparison with the SAS4/SASSYS-1 code based on the analysis of the small fast reactor -
2008年07月

燃料無交換密封型ナトリウム冷却小型高速炉（４S）概念
The Sodium Cooled Small sealed Fast Reactor (4S) with non-refueling
2004年04月

鉛ビスマス冷却高速炉における気泡ポンプ性能 -気泡分布、循環流量に関する実験的研究-
Lift-pump performance with a lead-bismuth cooled fast reactor; Experimental study on bubble distribution and circulation flow rate
2002年04月

金属燃料炉心におけるATWS起因の燃料破損の解析的評価
Analytical Evaluation of Metallic Fuel Element Failure Initiated by ATWSs
1999年06月

１次元モデルによる金属燃料炉心損傷時の溶融燃料分散挙動評価
EVALUATION OF PENETRATION LENGTH OF MOLTEN METALLIC FUEL WITH ONE DIMENSIONAL MODEL PREPARED FOR THE ANALYSIS OF CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS
1998年05月

件名：核燃料集合体
公開番号：2007-178176
登録番号：4612540

件名：核燃料集合体
公開番号：2007-178177
登録番号：4559965

件名：核燃料集合体
公開番号：
登録番号：4630811