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原子炉解析技術・炉心燃料安全解析技術

 炉心管理技術の信頼性維持向上のため 、炉心解析コード「CASMO/SIMULATE」システムの精度検証及び解析モデルの改良検討を、臨界実験や実機BWR燃料集合体のガンマスキャン測定値との比較、モンテカルロ計算との比較などを通じて実施しております。

 定常炉心解析コードに加え、炉心管理に必要となる安定性解析コード、熱水力解析コード、炉心動特性解析コードの精度検証や解析モデルの改良検討を行い、幅広く信頼性の高いサービスを提供すべく、努力を重ねています。
モンテカルロ計算コードを用いた応用分野として、福島第一原子力発電所の廃炉に向けた臨界安全解析、 、燃料放射化評価など諸検討に貢献しています。また、原子力規制委員会により制定された新安全基準に対応し、、、

、燃料プールにおける臨界評価の高度化にも取り組んでいきます。

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■崩壊熱・放射能インベントリ評価
■海水注入による臨界影響評価
■再臨界の可能性・検知性検討
■使用済燃料プール内の燃料温度・除熱評価
■炉内または使用済燃料プール内で保管された新燃料の放射化評価
■使用済燃料輸送容器の臨界評価・設計検討
■輸送容器の遮蔽評価
■デブリ臨界管理プロジェクトへの参画
■原子力学会/国際会議への投稿及び口頭発表

主な国内外学会発表実績

■“Simulation of Boiling Water Reactor One-Pump Trip Transient by SIMULATE-3K, Nuclear Engineering and Design,” 264, pp.146-152 (2013)
■“Development of a Frequency-Domain Coupled Neutronic Thermal-Hydraulic Stability Analysis Code STAC,”NURETH-13, Kanazawa, Japan(2008)

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