使用済燃料キャスク内の収納体数増加手法の検討（3）燃料集合体からの漏洩中性子数の定量測定
Increment of capacity of casks for LWR spent fuel transport (3) Demonstration of quantification of neutron leakage from a fuel assembly
2012年06月

使用済燃料輸送キャスク内の収納体数増加手法の検討- (2)BWR燃料に関する核的シミュレーション -
Increment of capacity of casks for LWR spent fuel transport- (2) Simulation of neutron transport in BWR fuel assembly-
2011年07月

使用済燃料輸送キャスク内の収納体数増加手法の検討－(１)燃焼度クレジット適用のための詳細なPWR燃料組成分布を用いた解析 -
Increment of capacity of casks for PWR spent fuel transport-(1) Analysis taking into account pin-wised distribution of nuclides for introduction of Burn-Up credit -
2010年07月

原子炉反応度計に用いる実効遅発中性子割合の計算法の開発と検証 - 連続エネルギーモンテカルロ法に基づく汎用計算手法 -
Development and verification of calculation method of efective delayed neutron fraction for reactivity meter - Versatile method based on continuous energy Monte Carlo code -
2007年01月

使用済燃料の貯蔵プール内での実効増倍率の推定法 -高エネルギーg線/全中性子発生率比を用いた手法-
Estimation of the effective multiplication factor for a spent - fuel storage pool -The method utilizing the yield ratio of high energy gamma rays to neutrons-
2004年04月

燃料プール等での未臨界度・核物質量の非破壊測定方法の検討
Non-destructive estimation of subcriticality and mass of nuclear fuel materials in storage facilities
2001年04月

国内PWR高燃焼度燃料の乾式貯蔵キャスクに対する燃焼度クレジット適用時の便益評価
Benefit of Burnup Credit Implementation into Dry Storage Cask Design for Domestic High Burnup PWR Fuel
2025年04月

国内PWRの高燃焼度燃料に対する乾式中間貯蔵への合理的な移行方策
Strategy for Rationalized Transition from Wet to Dry Storage for High Burnup Fuel of Domestic PWR
2024年04月

使用済燃料管理の合理化に向けた乾式キャスクの設計と運用の高度化　－BWR燃料に対する燃焼度クレジット適用時の便益評価－
Improvement of Cask Design and Dry Storage Operation for Efficient Management of Spent Nuclear Fuel - Evaluation of Benefit by Application of Burnup Credit for BWR Fuel -
2023年04月

早期乾式貯蔵移行に向けた使用済燃料管理方策の構築　－崩壊熱の観点からの合理化手法の提案－
CRIEPI Report "Development of Spent Nuclear Fuel Management Strategy for Early Transfer to Dry Storage - Proposal of Rationalized Storage from Viewpoint of Decay Heat -"
2022年04月

核物質量の受払間差異発生要因に関する検討 －3次元集合体燃焼計算を用いた炉内隣接条件の影響評価－
Analysis on Factors Generating Shipper/Receiver Difference of Nuclear Material - Effects of Adjacent Condition in Core based on Three-dimensional Depletion Calculations -
2019年05月

使用済燃料の燃焼度評価技術の開発 -FPガンマ線計測による燃焼度指標測定の数値シミュレーション-
Development of burnup confirmation technique for spent fuel -Numerical simulation on measurement of burnup indicator by FP gamma-ray measurement-
2017年05月

高燃焼度PWR燃料の放射能比測定と燃焼解析
Activity Ratio Measurement and Burnup Analysis for High Burnup PWR Fuels
2015年07月

軽水炉の次世代高燃焼度化燃料における詳細な中性子共鳴吸収処理の核反応特性解析への適用
The applicability of detailed process for neutron resonance absorption to neutronics analyses in LWR next generation fuels to extend burnup
2004年04月

軽水炉燃料の中性子共鳴吸収を厳密に処理する機能をもつ燃焼解析システムの開発と検証
Development of the burnup analysis system with the function of dealing rigorously with neutron resonance absorption for light water reactor fuels and its verification
2002年04月

件名：管理対象物の計量管理方法
公開番号：2014-41079
登録番号：5907836

件名：放射線測定方法及び放射線測定装置
公開番号：2016-085051
登録番号：6534252

件名：管理対象物の臨界管理方法
公開番号：
登録番号：6257129

件名：核分裂性核種の重量比の測定方法、想定装置、及び測定プログラム
公開番号：2020-101510
登録番号：

件名：熱中性子炉用制御棒
公開番号：
登録番号：6120492