核燃料サイクル施設の臨界安全評価において評価に用いる臨界計算手法は、評価対象とする体系ごとに信頼性の高い類似体系の臨界実験に対する検証計算結果を用いて、保守側に推定する。計算誤差を考慮して、未臨界と判断してよいと考えられる中性子増倍率の上限値を統計的な手法により定め、この上限値は推定臨界下限増倍率とする。臨界ベンチマーク計算結果がウラン濃縮度,H/$^{235}$Uなどのパラメータに依存する場合に推定臨界下限増倍率の計算方法を多重回帰分析及び非心t分布という統計的な手法を用いて開発した。