研究者詳細 - 藤本望

お知らせ

写真a

フジモト　ノゾム

藤本望

FUJIMOTO NOZOMU

所属

工学研究院エネルギー量子工学部門教授
工学部量子物理工学科（併任）
工学府量子物理工学専攻（併任）

連絡先

電話番号

0928023505

プロフィール

高温ガス炉の設計研究・管理に携わってきた経験を元に、原子炉物理、原子炉プラントシステム等原子力システムに関する教育と、新型原子炉に関する研究を行っている。特に、黒鉛減速炉である高温ガス炉の炉心特性解析手法に関する研究、新しい原子炉システムの可能性の追求を行っている。

外部リンク

学位

博士（工学) （ 2006年9月九州大学）

経歴

1987.4-2015.3 日本原子力研究開発機構

1987.4-2015.3 日本原子力研究開発機構

学歴

九州大学工学府エネルギー量子工学専攻　博士後期課程

2005年10月 - 2006年9月
九州大学大学院工学研究科応用原子核工学専攻

1985年4月 - 1987年3月
九州大学工学部応用原子核工学科

1981年4月 - 1985年3月

研究テーマ・研究キーワード

研究テーマ：将来の原子炉のひとつとして注目されている高温ガス炉について、その核特性及び熱流動特性の面から炉心特性評価手法の高度化を目指している。さらに、原子炉の安全性を確認するための手法として、炉心動特性や異常過渡時の挙動の解析手法の検討を進めている。このほか、新たな原子炉システムとして、革新的水冷却炉等の研究を進めている。

研究キーワード：原子炉、高温ガス炉、核特性、燃焼挙動、動特性

研究期間： 2015年4月 - 2025年7月

論文

Feasibility of using BeO rods as secondary neutron sources in the long-life fuel cycle high-temperature gas-cooled reactor 査読国際誌

Hai Quan Ho, Toshiaki Ishii, Satoru Nagasumi, Masato Ono, Yosuke Shimazaki, Etsuo Ishitsuka, Hiroaki Sawahata, Minoru Goto, Irwan Liapto Simanullang, Nozomu Fujimoto, Kazuhiko Iigaki

Nuclear Engineering and Design 417 (2024) 112795 2024年3月

　詳細を見る

記述言語：英語掲載種別：研究論文（学術雑誌）
Feasibility of using BeO rods as secondary neutron sources in the long-life fuel cycle high-temperature gas-cooled reactor

Ho, HQ; Ishii, T; Nagasumi, S; Ono, M; Shimazaki, Y; Ishitsuka, E; Sawahata, H; Goto, M; Simanullang, IL; Fujimoto, N; Iigaki, K

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 417 2024年2月（ ISSN:0029-5493 eISSN:1872-759X ）

　詳細を見る

出版者・発行元：Nuclear Engineering and Design

External sources of neutron provide stable and sufficient neutron for initial startup of a nuclear reactor. They also provide signals for neutron detectors to monitor the safety of reactor during shutdown. In the high temperature engineering test reactor (HTTR), 252Cf is used as the external neutron source. However, the 252Cf sources must be renewed every approximately 7 years because of its relatively short half-life of 2.6 years. The renewal of 252Cf sources requires a high cost and a very complicated procedure. This study investigated the feasibility of using BeO rods as the secondary neutron sources to avoid renewing the 252Cf neutron sources periodically. The BeO rods could exist in the reactor for a long time so that if the reactor operates long enough, the neutron flux at the wide-range monitoring detectors remains more than 10n.s−1.cm−2 even if the reactor is shutdown for as long as 5 years. The results of this study indicated that using BeO rods as the secondary neutron sources would be an attractive option for the future HTGR design with a long-life fuel cycle.

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2023.112795

Web of Science

Scopus
Preliminary study of burnup measurement and relative power distribution in the HTTR using gamma-ray measurement 査読国際誌

Irwan Liapto Simanullang, Shohei Kawaguchi, Nozomu Fujimoto, Toshiaki Ishii, Satoru Nagasumi, Hai Quan Ho, Kunihiro Nakajima, Etsuo Ishitsuka, Kazuhiko Iigaki

ICNC 2023 - The 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety 2023年10月

　詳細を見る

記述言語：英語
Preliminary study of burnup measurement and relative power distribution in the HTTR using gamma-ray measurement 査読国際誌

Irwan Liapto Simanullang, Shohei Kawaguchi, Nozomu Fujimoto, Toshiaki Ishii, Satoru Nagasumi, Hai Quan Ho, Kunihiro Nakajima, Etsuo Ishitsuka, Kazuhiko Iigaki

ICNC 2023 - The 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety 2023年10月

　詳細を見る

記述言語：英語

researchmap
High-temperature operation mode of HTTR for hydrogen production facility 招待査読国際誌

Hai Quan Ho, Minoru Goto, Satoru Nagasumi, Toshiaki Ishii, Yosuke Shimazaki, Irwan Liapto Simanullang, Nozomu Fujimoto, Etsuo Ishitsuka, Kazuhiko Iigaki

2023年5月

　詳細を見る

記述言語：英語
Evaluation of burnable poison reactivity worth at the KUCA graphite moderated system 査読国際誌

Seiji Yamasaki, Soichiro Moriya, Irwan Liapto Simanullang, Nozomu Fujimoto, Atsushi Sakon, Tadafumi Sano, Takahashi Yoshiyuki

2023年5月

　詳細を見る

記述言語：英語
Evaluation of burnable poison reactivity worth at the KUCA graphite moderated system 査読国際誌

Seiji Yamasaki, Soichiro Moriya, Irwan Liapto Simanullang, Nozomu Fujimoto, Atsushi Sakon, Tadafumi Sano, Takahashi Yoshiyuki

2023年5月

　詳細を見る

記述言語：英語

researchmap
High-temperature operation mode of HTTR for hydrogen production facility 招待査読国際誌

Hai Quan Ho, Minoru Goto, Satoru Nagasumi, Toshiaki Ishii, Yosuke Shimazaki, Irwan Liapto Simanullang, Nozomu Fujimoto, Etsuo Ishitsuka, Kazuhiko Iigaki

2023年5月

　詳細を見る

記述言語：英語

researchmap
EVALUATION OF BURNABLE POISON REACTIVITY WORTH AT THE KUCA GRAPHITE-MODERATED SYSTEM

Yamasaki S., Moriya S., Simanullang I.L., Fujimoto N., Sakon A., Sano T., Takahashi Y.

International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE 2023-May 2023年（ ISBN:9784888982566 ）

　詳細を見る

出版者・発行元：International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE

In a block-type High-Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR), a fixed number of burnable poisons are loaded at the beginning of operation time to control a large amount of excess reactivity. Therefore, it is necessary to evaluate the burnable poison (BP) reactivity worth to achieve the optimum design of the HTGR. In this study, an experiment to measure the burnable poison worth reactivity was conducted at the B-Core of Kyoto University Critical Assembly (KUCA). B-core is solid moderator materials such as polyethylene and graphite combined with fuel plates to form the fuel element. The experiment was performed to measure the reactivity worth of a small cadmium plate (15 × 15 × 0.5 mm) at the B-Core of KUCA. In the experiment, there are 8-unit cells in a fuel element. In this study, the unit cell position of cadmium is called the cadmium unit cell. The experiments were carried out by varying the cadmium plate position inside the cadmium unit cell. This study evaluated the cadmium reactivity worth using the Monte Carlo MVP3. The objective of this study was to evaluate the appropriate results between the measured and the calculation values. The simulation using MVP3 code was conducted by varying the number of batches in the calculation. The results showed that the maximum discrepancy between experimental and calculated results was 24% for 5,000 batches. However, the discrepancy decreased when the number of batches increased to 50,000. The cadmium reactivity worth difference between the experiment and simulation was approximately 18 % depending on the cadmium plate position in the cadmium unit cell.

Scopus
EVALUATION OF BURNABLE POISON REACTIVITY WORTH AT THE KUCA GRAPHITE-MODERATED SYSTEM

Yamasaki Seiji, Moriya Soichiro, Simanullang Irwan L., Fujimoto Nozomu, Sakon Atsushi, Sano Tadafumi, Takahashi Yoshiyuki

The Proceedings of the International Conference on Nuclear Engineering (ICONE) 2023.30 ( 0 ) 1271 2023年（ eISSN:24242934 ）

　詳細を見る

記述言語：英語出版者・発行元：The Japan Society of Mechanical Engineers

In a block-type High-Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR), a fixed number of burnable poisons are loaded at the beginning of operation time to control a large amount of excess reactivity. Therefore, it is necessary to evaluate the burnable poison (BP) reactivity worth to achieve the optimum design of the HTGR. In this study, an experiment to measure the burnable poison worth reactivity was conducted at the B-Core of Kyoto University Critical Assembly (KUCA). B-core is solid moderator materials such as polyethylene and graphite combined with fuel plates to form the fuel element.The experiment was performed to measure the reactivity worth of a small cadmium plate (15 × 15 × 0.5 mm) at the B-Core of KUCA. In the experiment, there are 8-unit cells in a fuel element. In this study, the unit cell position of cadmium is called the cadmium unit cell. The experiments were carried out by varying the cadmium plate position inside the cadmium unit cell.This study evaluated the cadmium reactivity worth using the Monte Carlo MVP3. The objective of this study was to evaluate the appropriate results between the measured and the calculation values. The simulation using MVP3 code was conducted by varying the number of batches in the calculation. The results showed that the maximum discrepancy between experimental and calculated results was 24% for 5,000 batches. However, the discrepancy decreased when the number of batches increased to 50,000. The cadmium reactivity worth difference between the experiment and simulation was approximately 18 % depending on the cadmium plate position in the cadmium unit cell.

DOI： 10.1299/jsmeicone.2023.30.1271

CiNii Research
HIGH-TEMPERATURE OPERATION MODE OF HTTR FOR HYDROGEN PRODUCTION FACILITY

Ho Hai Quan, Goto Minoru, Nagasumi Satoru, Ishii Toshiaki, Shimazaki Yosuke, Simanullang Irwan L., Fujimoto Nozomu, Ishitsuka Etsuo, Iigaki Kazuhiko

The Proceedings of the International Conference on Nuclear Engineering (ICONE) 2023.30 ( 0 ) 1543 2023年（ eISSN:24242934 ）

　詳細を見る

記述言語：英語出版者・発行元：The Japan Society of Mechanical Engineers

The conceptual design of a demonstration hydrogen production facility using heat supply from the high-temperature engineering test reactor (HTTR) is being researched and developed at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). This facility produces hydrogen with a thermochemical water-splitting Iodine-Sulphur (IS) process that requires high-temperature heat to extract hydrogen efficiently. The HTTR could supply the heat to the IS demonstration plant through the secondary helium loop, coupling the IS plant to the HTTR.The rated operation mode of the HTTR gives helium outlet temperature of 850οC with 660 effective full power days (EFPD). However, in order to achieve hydrogen with high efficiency, the helium outlet temperature should be as high as 950οC. Increasing the outlet temperature increases the reactor core temperature, and as a result the operation time decreases. If the operation time is reduced too much, it is not feasible to use the HTTR as a heat supply for the IS plant. Therefore, the purpose of this study is to estimate the operation time of the HTTR at high operation mode of 950οC to confirm whether it could supply long enough high-temperature heat for the demonstration hydrogen IS plant. The thermal-hydraulic model is also revised using the latest calculation method to improve the accuracy of the temperature distribution in the HTTR.As results, the core temperature increase by about 50 to 100οC when the outlet temperature increases from 850 to 950οC. Although the increase of core temperature makes keff decrease by about 0.3 %Δk/k, the HTTR can still operate approximately 660 EFPD. Therefore, it is possible to use the HTTR for long-term high-temperature heat supply to the demonstration hydrogen production IS plant.

DOI： 10.1299/jsmeicone.2023.30.1543

CiNii Research
Preparation Method of ORIGEN2 Library for High-Temperature Gas-Cooled Reactors (HTGRs) 査読国際誌

Irwan Liapto. Simanullang, Katuki. Fukuhara, Keisuke. Morita, Yuji. Fukaya, Ho Hai Quan, Satoru. Nagasumi, Kazuhiko. Iigaki, Etsuo. Ishitsuka, Nozomu Fujimoto

29th International Conference on Nuclear Engineering ICONE29 2022年8月

　詳細を見る

記述言語：英語
Calculation of shutdown gamma distribution in the high temperature engineering test reactor 査読国際誌

Ho, HQ; Ishii, T; Nagasumi, S; Ono, M; Shimazaki, Y; Ishitsuka, E; Goto, M; Simanullang, IL; Fujimoto, N; Iigaki, K

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 396 2022年8月（ ISSN:0029-5493 eISSN:1872-759X ）

　詳細を見る

記述言語：英語出版者・発行元：Nuclear Engineering and Design

Estimation of decay gamma distribution in a reactor core is essential for safely conducting various works after reactor shutdown such as periodic maintenance, shuffling fuel, removing spent fuel at the end of cycle, etc. Because of the dependency on the complex operating history of the reactor, attempting to calculate the decay gamma rays distribution in the core remains a challenge. This study shows a method to calculate the shutdown gamma distribution in the HTTR core by coupling a Monte-Carlo transport calculation code MCNP6 and an activation code ORIGEN2 to take advantage of spatial dependence and transport abilities of MCNP6 and the detailed fission products tracking during burnup and cooling of ORIGEN2. As result, the three-dimensional shutdown gamma distribution in the HTTR core for different cooling times and spatial locations could be obtained accurately.

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2022.111913

Web of Science

Scopus

researchmap
Prediction of the Operating Control Rod Position of the HTTR with supervised Machine Learning 査読国際誌

Hai Quan Ho, Satoru Nagasumi, Youske Shimazaki, Toshiaki Ishii, Kazuhiko Iigaki, Minoru Goto, Irwan Liapto Simanullang, Nozomu Fujimoto, Etsuo Ishituka

29th International Conference on Nuclear Engineering ICONE29 2022年8月

　詳細を見る

記述言語：英語
Preparation Method of ORIGEN2 Library for High-Temperature Gas-Cooled Reactors (HTGRs) 査読国際誌

Irwan Liapto. Simanullang, Katuki. Fukuhara, Keisuke. Morita, Yuji. Fukaya, Ho Hai Quan, Satoru. Nagasumi, Kazuhiko. Iigaki, Etsuo. Ishitsuka, Nozomu Fujimoto

29th International Conference on Nuclear Engineering ICONE29 2022年8月

　詳細を見る

記述言語：英語

researchmap
Prediction of the Operating Control Rod Position of the HTTR with supervised Machine Learning 査読国際誌

Hai Quan Ho, Satoru Nagasumi, Youske Shimazaki, Toshiaki Ishii, Kazuhiko Iigaki, Minoru Goto, Irwan Liapto Simanullang, Nozomu Fujimoto, Etsuo Ishituka

29th International Conference on Nuclear Engineering ICONE29 2022年8月

　詳細を見る

記述言語：英語

researchmap
Evaluation of power distribution calculation of the very high temperature reactor critical assembly (VHTRC) with Monte Carlo MVP3 code 査読国際誌

Irwan Liapto Simanullang, Naoki Nakagawa, Hai Quan Ho, Satoru Nagasumi, Etsuo Ishitsuka, Kazuhiko Iigaki, Nozomu Fujimoto

Annals of Nuclear Energy 2022年7月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/j.anucene.2022.109314
Prediction of the operating control rod position of the httr with supervised machine learning

Ho H.Q., Nagasumi S., Shimazaki Y., Ishii T., Iigaki K., Goto M., Simanullang I.L., Fujimoto N., Ishitsuka E.

International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE 2 2022年（ ISBN:9784888982566 ）

　詳細を見る

出版者・発行元：International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE

During operation of the HTTR, hundreds of technical signals and operating conditions must be observed and evaluated to ensure safe operation of the reactor. The accumulated experiment data of the HTTR is not only important for the HTTR operation, but also for the basic development of the HTGR in general. Artificial intelligence (AI) and particularly machine learning (ML) could give the ability to make predictions as well as allow the extraction of key information about physical process from large datasets. Hence, there is a lot of potential to apply AI and ML to predict the operating and safety parameters of the HTTR. In this study, the control rod position of the HTTR is predicted based on ML without using the conventional neutronic codes. The ML with a linear regression algorithm finds a functional relationship between the input dataset and a reference dataset, constructing a function that predicts control rod position from the other operation conditions. As result, the ML gives a good prediction of the HTTR control rod position with less than 5% difference compared to that in the experiment. With increasingly complicated experiments that create a large amount of data, ML is also expected to improve the design and safety analysis of the HTTR in the future.

DOI： 10.1115/ICONE29-90818

Scopus
Nuclear data processing code FRENDY: A verification with HTTR criticality benchmark experiments 査読国際誌

Nozomu Fujimoto, Kenichi Tada, Hai Quan Ho, Shimpei Hamamoto, Satoru Nagasumi, Etsuo Ishitsuka

Annals of Nuclear Energy 158 ( 108270 ) 2021年4月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/j.anucene.2021.108270
Preparation for restarting the high temperature engineering test reactor: Development of utility tool for auto seeking critical control rod position 査読国際誌

Hai Quan Ho, Nozomu Fujimoto, Shimpei Hamamoto, Satoru Nagasumi, Minoru Goto, Etsuo Ishitsuka

Nuclear Engineering and Design 377 2021年3月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2021.111161
Promising Neutron Irradiation Applications at the High Temperature Engineering Test Reactor 招待査読国際誌

Hai Quan Ho, Yuki Honda, Shimpei Hamamoto, Toshiaki Ishii, Shoji Takada, Nozomu Fujimoto, Etsuo Ishitsuka

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science. Vol.6 2020年6月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1115/1.4044529
Conceptual design of direct production of ^99mTc at the high temperature engineering test reactor 査読国際誌

Hai Quan Ho, Hiroki Ishida, Shimpei Hamamoto, Toshiaki Ishii, Nozomu Fujimoto, Naoyuki Takaki, Etsuo Ishitsuka

Nuclear Engineering and Design ( 352 ) 2019年7月

　詳細を見る

記述言語：英語
Feasibility study of large-scale production of iodine-125 at the high temperature engineering test reactor 査読

Hai Quan Ho, Yuki Honda, Shimpei Hamamoto, Toshiaki Ishii, Nozomu Fujimoto, Etsuo Ishitsuka

Applied Radiation and Isotopes 140 209 - 214 2018年10月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/j.apradiso.2018.07.024
Burn-up dependency of control rod position at zero power criticality in the High Temperature Engineering Test Reactor 査読国際誌

Yuki Honda, Nozomu Fujimoto, Hiroaki Sawahata, Shoji Takada, Kazuhiro Sawa

American Society of Mechanical Engineering 2017 ( Vol.3 ) 2017年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1115/1.4033812
Benchmark study on realized random packing model for coated fuel particles of HTTR using MCNP6 査読

H. H. Quan, Koji Morita, Y. Honda, Nozomu Fujimoto, S. Takada

2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants: A New Paradigm in Nuclear Power Safety, ICAPP 2017 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, ICAPP 2017 - A New Paradigm in Nuclear Power Safety, Proceedings 2017年1月

　詳細を見る

記述言語：英語
Study on Sensitivity of Control Rod Cell Model in Reflector Region of High-Temperature Engineering Test Reactor 査読国際誌

Yuki Honda, Nozomu Fujimoto, Hiroaki Sawahata, Shoji Takada, Kazuhiro Sawa

American Society of Mechanical Engineering January 2017 ( Vol. 3 ) 2017年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1115/1.4033813
Thermal mixing characteristics of helium gas in high-temperature gas-cooled reactor, (I) thermal mixing behavior of helium gas in HTTR 査読国際誌

Daisuke Tochio, Nozomu Fujimoto

Journal of Nuclear Science and Technology 53 ( 3 ) 425 - 431 2016年3月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1080/00223131.2015.1054910
Improvement of cell model for control rod in reflector region of high temperature test engineering reactor 査読

Yuki Honda, Nozomu Fujimoto, Sawahata Hiroaki, Sawa Kazuhiro

23rd International Conference on Nuclear Engineering: Nuclear Power - Reliable Global Energy, ICONE 2015 ICONE 2015 - 23rd International Conference on Nuclear Engineering Nuclear Power - Reliable Global Energy 2015-January 2015年1月

　詳細を見る

記述言語：英語
Benchmark evaluation of start-up and zero-power measurements at the high-temperature engineering test reactor 査読

John D. Bess, Nozomu Fujimoto

Nuclear Science and Engineering 178 ( 3 ) 414 - 427 2014年11月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.13182/NSE14-14
Operation and maintenance experience from the HTTR database 査読国際誌

Atsushi Shimizu, Takayuki Furusawa, Fumitaka Homma, Hiroyuki Inoi, Masayuki Umeda, Masaaki Kondo, Minoru Isozaki, Nozomu Fujimoto, Tatsuo Iyoku

Atomic Energy Society of Japan 51 ( 11-12 ) 1444 - 1451 2014年8月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1080/00223131.2014.946568
Benchmark Evaluation of Start-Up and Zero-Power Measurements at the High-Temperature Engineering Test Reactor 査読国際誌

John D. Bess, Nozomu Fujimoto

Nuclear Science and Engineering 178 414 - 427 2014年6月

　詳細を見る

記述言語：英語
Establishment of floating support technology applied to high-temperature components and piping in HTTR 査読

Masanori Shinohara, Yoshitomo Inaba, Shimpei Hamamoto, Nozomu Fujimoto

journal of nuclear science and technology 51 1398 - 1406 2014年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1080/00223131.2014.967734
High-temperature continuous operation of the HTTR 査読

Kuniyoshi Takamatsu, Kazuhiro Sawa, Kazuhiko Kunitomi, Ryutaro Hino, Masuro Ogawa, Yoshihiro Komori, Toshio Nakazawa, Tatsuo Iyoku, Nozomu Fujimoto, Tetsuo Nishihara, Masayuki Shinozaki

Transactions of the Atomic Energy Society of Japan 10 ( 4 ) 290 - 300 2011年12月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.3327/taesj.J11.020
高温工学試験研究炉(HTTR)の高温連続運転査読

高松邦吉, 沢和弘, 國富一彦, 日野竜太郎, 小川益郎, 小森芳廣, 中澤利雄, 伊与久達夫, 藤本望, 篠崎正幸

日本原子力学会和文論文誌 10 ( 4 ) 290 - 300 2011年7月

　詳細を見る

記述言語：日本語
Experimental validation of effectiveness of rod-type burnable poisons on reactivity control in HTTR 査読国際誌

Minoru Goto, Shusaku Shiozawa, Nozomu Fujimoto, Shigeaki Nakagawa, Yasuyuki Nakao

Nuclear Engineering and Design 240 2994 - 2998 2010年10月

　詳細を見る

記述言語：英語
Analysis for HTTR burnup characteristics 査読

Minoru Goto, Nozomu Fujimoto, Shigeaki Nakagawa

International Congress on Advances in Nuclear Power Plants 2009, ICAPP 2009 1 309 - 314 2009年5月

　詳細を見る

記述言語：英語
Evaluation of fuel temperature on high temperature test operation at high temperature gas-cooled reactor 'HTTR' 査読

Daisuke Tochio, Junya Sumita, Eiji Takada, Nozomu Fujimoto, Shigeaki Nakagawa

Transactions of the Atomic Energy Society of Japan 5 ( 1 ) 57 - 67 2006年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.3327/taesj2002.5.57
Annular core experiments in HTTR's start-up core physics tests 査読

Nozomu Fujimoto, Kiyonobu Yamashita, Naoki Nojiri, Mituo Takeuchi, Shingo Fujisaki, Masaaki Nakano

Nuclear Science and Engineering 150 ( 3 ) 310 - 321 2005年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.13182/NSE03-79
Characteristic test of initial HTTR core 査読

Naoki Nojiri, Satoshi Shimakawa, Nozomu Fujimoto, Minoru Goto

Nuclear Engineering and Design 233 ( 1-3 ) 283 - 290 2004年10月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2004.08.015
Validation of the nuclear design code system for the HTTR using the criticality assembly VHTRC 査読

Nozomu Fujimoto, Naoki Nojiri, Kiyonobu Yamashita

Nuclear Engineering and Design 233 ( 1-3 ) 155 - 162 2004年10月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2004.08.005
Nuclear design 査読

Nozomu Fujimoto, Naoki Nojiri, Hiroei Ando, Kiyonobu Yamashita

Nuclear Engineering and Design 233 ( 1-3 ) 23 - 36 2004年10月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2004.07.008
Experience of HTTR construction and operation - Unexpected incidents 査読

Nozomu Fujimoto, Yukio Tachibana, Akio Saikusa, Masayuki Shinozaki, Minoru Isozaki, Tatuo Iyoku

Nuclear Engineering and Design 233 ( 1-3 ) 273 - 281 2004年10月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2004.08.014
Core thermal-hydraulic design 査読

Eiji Takada, Shigeaki Nakagawa, Nozomu Fujimoto, Daisuke Tochio

Nuclear Engineering and Design 233 ( 1-3 ) 37 - 43 2004年10月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2004.07.009
Safety shutdown of the high temperature engineering test reactor during loss of off-site electric power simulation test 査読

Takeshi Takeda, Shigeaki Nakagawa, Fumitaka Honma, Eiji Takada, Nozomu Fujimoto

Journal of Nuclear Science and Technology 39 ( 9 ) 986 - 995 2002年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1080/18811248.2002.9715285
Start-up core physics tests of high temperature engineering test reactor (HTTR), (II). First criticality by an annular form fuel loading and its criticality prediction method 査読

Nozomu Fujimoto, Masaaki Nakano, Mitsuo Takeuchi, Shingo Fujisaki, Kiyonobu Yamashita

Nippon Genshiryoku Gakkaishi/Journal of the Atomic Energy Society of Japan 42 ( 5 ) 458 - 464 2000年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.3327/jaesj.42.458
Startup core physics tests of High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR), (I) test plan, fuel loading and nuclear characteristics tests 査読

Kiyonobu Yamashita, Nozomu Fujimoto, Mituo Takeuchi, Shingo Fujisaki, Masaaki Nakano, Masayuki Umeda, Takeshi Takeda, Haruyoshi Mogi, Toshiyuki Tanaka

Nippon Genshiryoku Gakkaishi/Journal of the Atomic Energy Society of Japan 42 ( 1 ) 30 - 42 2000年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.3327/jaesj.42.30
Measuring method of reactivity worth of control rod with long falling time by IKRD technique. 査読

Kiyonobu Yamashita, Mituo Takeuchi, Nozomu Fujimoto, Shingo Fujisaki, Masaaki Nakano, Naoki Nojiri, Seiji Tamura

Nippon Genshiryoku Gakkaishi/Journal of the Atomic Energy Society of Japan 41 ( 1 ) 35 - 38 1999年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.3327/jaesj.41.35
Weapons-grade plutonium burning with high-temperature gas-cooled reactors using plutonium burner balls and thorium breeder balls 査読

Kiyonobu Yamashita, Kazumi Tokuhara, Nozomu Fujimoto

Nuclear Science and Engineering 126 ( 1 ) 94 - 100 1997年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.13182/NSE97-A24460
Nuclear design of the high-temperature engineering test reactor (HTTR) 査読

Kiyonobu Yamashita, Ryuichi Shindo, Isao Murata, So Maruyama, Nozomu Fujimoto, Takeshi Takeda

Nuclear Science and Engineering 122 ( 2 ) 212 - 228 1996年2月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.13182/NSE96-A24156
HTGR type minor actinide transmutation reactor 査読

Nozomu Fujimoto, Kiyonobu Yamashita, Kazumi Tokuhara

Nippon Genshiryoku Gakkaishi/Journal of the Atomic Energy Society of Japan 38 ( 4 ) 304 - 306 1996年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.3327/jaesj.38.304
Evaluation of core thermal and hydraulic characteristics of HTTR 査読

So Maruyama, Nozomu Fujimoto, Yukio Sudo, Tomoyuki Murakami, Sadao Fujii

Nuclear Engineering and Design 152 ( 1-3 ) 183 - 196 1994年11月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1016/0029-5493(94)90084-1
Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) 査読

Shinzo SAITO, Toshiyuki TANAKA, Yukio SUDO, Osamu BABA, Masami SHINDO, Shusaku SHIOZAWA, Haruyoshi MOGI, Minoru OKUBO, Noboru ITO, Ryuichi SHINDO, Noriaki KOBAYASHI, Ryoichi KURIHARA, Kimio HAYASHI, Kazuhiko HADA, Yuji KURATA, Kiyonobu YAMASHITA, Kozo KAWASAKI, Tatsuo IYOKU, Kazuhiko KUNITOMI, So MARUYAMA, Masahiro ISHIHARA, Kazuhiro SAWA, Nozomu FUJIMOTO, Isao MURATA, Shigeaki NAKAGAWA, Yukio TACHIBANA, Tetsuo NISHIHARA, Shinichi OSHITA, Masayuki SHINOZAKI, Takeshi TAKEDA, Shigeaki SAKABA, Akio SAIKUSA, Yujiro TAZAWA, Yoshio FUKAYA, Hiroshi NAGAHORI, Takayuki KIKUCHI, Satoshi KAWAJI, Minoru ISOZAKI, Shinjiro MATSUZAKI, Iwao SAKAMA, Kunio HARA, Noriaki UEDA, Shigeru KOKUSEN

JAERI-1332 1994年9月

　詳細を見る

記述言語：英語
Evaluation Of Local Power Distribution With Fine-Mesh Core Model For High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) 査読

Isao Murata, Kiyonobu Yamashita, So Maruyama, Ryuichi Shindo, Nozomu Fujimoto, Yukio Sudo

journal of nuclear science and technology 31 ( 1 ) 62 - 72 1994年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1080/18811248.1994.9735115
Evaluation of hot spot factors for thermal and hydraulic design of HTTR 査読

So Maruyama, Kiyonobu Yamashita, Nozomu Fujimoto, Isao Murata, Yukio Sudo, Tomoyuki Murakami, Sadao Fujii

journal of nuclear science and technology 30 ( 11 ) 1186 - 1194 1993年1月

　詳細を見る

記述言語：英語

DOI： 10.1080/18811248.1993.9734606
Optimization of power distribution to achieve outlet gas-coolant temperature of 950°c for httr 査読

29 ( 5 ) 472 - 481 1992年5月

　詳細を見る

記述言語：英語

This report presents the optimization result with respect to the spatial power distribution of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) core to achieve a high outlet coolant gas temperature of 950° C. At first, the power distribution optimization procedure was developed to achieve a high outlet coolant gas temperature while maintaining the fuel temperature as low as possible. Secondarily, the optimization procedure thus developed was applied for the power distribution design of the HTTR core. The maximum nominal fuel temperature was reduced about 300°C through the optimization and was 1,321°C. By the power distribution optimization, the maximum fuel temperature was maintained less than the fuel temperature design limit of 1,600°C, even accounting for the temperature increase at the hot spot and the anticipated operational occurrences.

DOI： 10.1080/18811248.1992.9731553
CONTROL SYSTEM DESIGN OF VERY HIGH TEMPERATURE GAS COOLED REACTOR FOR START, STOP AND LOAD FOLLOW OPERATIONS. 査読

Kazuhiko Kudo, Nozomu Fujimoto, Masao Ohta, Takaaki Ohsawa, Yasuyuki Nakao, Yoshikuni Shinohara

Memoirs of the Kyushu University, Faculty of Engineering 47 ( 1 ) 75 - 84 1987年3月

　詳細を見る

記述言語：英語

▼全件表示

講演・口頭発表等

UTR-KINKIにおけるCd試料の反応度価値測定

#守屋壮一郎，藤本望，Irwan Lipto Simanullang, @左近敦士,

日本原子力学会　春の大会 2024年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2024年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：近畿大学国名：日本国
KUCA黒鉛減速体系の拡散計算用エネルギー群構造に関する研究

小林祐介，藤本望，Irwan L. Simanullang

日本原子力学会九州支部第42回研究発表講演会 2023年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
高温ガス炉の詳細出力評価に関する予備検討

楠木捷斗，藤本望，Irwan L. Simanullang

日本原子力学会九州支部第42回研究発表講演会 2023年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
UTR-KINKIにおけるCdサンプルの反応度価値測定とモンテカルロ法による計算との比較

守屋壮一郎，藤本望，Irwan L.　Simanullang，左近敦士

日本原子力学会九州支部第42回研究発表講演会 2023年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
高温ガス炉使用済み燃料の燃焼度測定手法の検討

川口祥平，Irwan L. Simanullang，藤本望

日本原子力学会九州支部第42回研究発表講演会 2023年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
HTTRでの臨界近接解析と核データ

藤本望, 後藤実

核データ+PHITS合同研究会 2023年11月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年11月

記述言語：日本語

開催地：茨城県東海村国名：日本国
HTTRでの臨界近接解析と核データ

藤本望, 後藤実

核データ+PHITS合同研究会 2023年11月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年11月

記述言語：日本語

開催地：茨城県東海村国名：日本国

researchmap
Preliminary Study of Burnup Measurement and Relative Power Distribution in HTTR using Gamma-Ray Measurement 国際会議

Irwan L. Simanullang, Shohei Kawaguchi, Nozomu Fujimoto, Toshiaki Ishii, Satoru Nagasumi, Hai Quan Ho, Kunihiro Nakajima, Etsuo Ishitsuka Kazuhiko Iigaki

ICNC 2023 - The 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety 2023年10月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年10月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
Preliminary Study of Burnup Measurement and Relative Power Distribution in HTTR using Gamma-Ray Measurement 国際会議

Irwan L. Simanullang, Shohei Kawaguchi, Nozomu Fujimoto, Toshiaki Ishii, Satoru Nagasumi, Hai Quan Ho, Kunihiro Nakajima, Etsuo Ishitsuka Kazuhiko Iigaki

ICNC 2023 - The 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety 2023年10月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年10月

記述言語：日本語

開催地：Sendai, Japan 国名：日本国

researchmap
Preliminary study of the composite moderator concept in small high-temperature gas-cooled reactors

Irwan Simanullang, Nozomu Fujimoto

2023年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年9月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
高温ガス炉の燃料体内における詳細出力分布の予備評価

楠木捷斗, 藤本望, Irwan Liapto Simanullang

日本原子力学会 2023春の年会 2023年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2023年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東京都国名：日本国
⾼温ガス炉の燃料ブロック内における詳細出⼒分布の予備評価

楠⽊捷⽃, 藤本望

第10回炉物理専門研究会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
⾼温ガス炉の燃料ブロック内における詳細出⼒分布の予備評価

楠⽊捷⽃, 藤本望

第10回炉物理専門研究会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語

開催地：オンライン国名：日本国

researchmap
高燃焼度下での高温ガス炉燃料における燃焼挙動評価に関する研究

園田翔太, Irwan Liapto Simanullang, 深谷裕司, 飯垣和彦, 藤本望

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
HTTR使用済み燃料の燃焼度測定方法の予備検討

川口祥平, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
KUCA黒鉛減速体系における中性子吸収体の反応度の評価手法に関する検討

山崎誠司, 守屋壮一郎, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望, 左近敦士, 佐野忠史, 高橋佳之

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
高温ガス炉の燃料ブロック内における詳細出力分布の予備評価

楠木捷斗, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
KUCA黒鉛減速体系の解析用エネルギー群構造に関する研究招待

小林祐介, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
KUCA黒鉛減速体系での拡散計算によるCd板反応度価値評価手法の検討

守屋壮一郎, 山崎誠司, Irwan Liapt Simanullang, 藤本望, 左近淳士, 佐野忠史, 髙橋佳之

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
KUCA黒鉛減速体系の解析用エネルギー群構造に関する研究招待

小林祐介, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国

researchmap
HTTR使用済み燃料の燃焼度測定方法の予備検討

川口祥平, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国

researchmap
KUCA黒鉛減速体系での拡散計算によるCd板反応度価値評価手法の検討

守屋壮一郎, 山崎誠司, Irwan Liapt Simanullang, 藤本望, 左近淳士, 佐野忠史, 髙橋佳之

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国

researchmap
KUCA黒鉛減速体系における中性子吸収体の反応度の評価手法に関する検討

山崎誠司, 守屋壮一郎, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望, 左近敦士, 佐野忠史, 高橋佳之

日本原子力学会九州支部第41回講演会 2022年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国

researchmap
HTTR使用済み燃料の燃焼度・物質量測定手法の予備検討国際会議

川口祥平, イルワンシマヌルラン, 藤本望

日本原子力学会 2022年秋の大会 2022年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：茨城県日立市国名：日本国
KUCA黒鉛減速体系におけるCdサンプル反応度の評価 (2)拡散計算による解析

守屋壮一郎, 藤本望, イルワンシマヌルラン, 山崎誠司, 高橋佳之, 左近敦士, 佐野忠史

日本原子力学会 2022年秋の大会 2022年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：茨城県日立市国名：日本国
KUCA黒鉛減速体系におけるCdサンプル反応度の評価 (1)モンテカルロ計算による解析

山崎誠司, 守屋壮一郎, Simanullang Irwan, 藤本望, 左近敦士, 佐野忠史, 高橋佳之

日本原子力学会 2022年秋の大会 2022年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：茨城県日立市国名：日本国
KUCA黒鉛減速体系におけるCdサンプル反応度の評価 (2)拡散計算による解析

守屋壮一郎, 藤本望, イルワンシマヌルラン, 山崎誠司, 高橋佳之, 左近敦士, 佐野忠史

日本原子力学会 2022年秋の大会 2022年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年9月

記述言語：日本語

開催地：茨城県日立市国名：日本国

researchmap
HTTR使用済み燃料の燃焼度・物質量測定手法の予備検討国際会議

川口祥平, イルワンシマヌルラン, 藤本望

日本原子力学会 2022年秋の大会 2022年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年9月

記述言語：日本語

開催地：茨城県日立市国名：日本国

researchmap
KUCA黒鉛減速体系におけるCdサンプル反応度の評価 (1)モンテカルロ計算による解析

山崎誠司, 守屋壮一郎, Simanullang Irwan, 藤本望, 左近敦士, 佐野忠史, 高橋佳之

日本原子力学会 2022年秋の大会 2022年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年9月

記述言語：日本語

開催地：茨城県日立市国名：日本国

researchmap
高温ガス炉用のORIGENライブラリ作成手法の検討

福原克樹, 藤本望, Irwan Liapto Simanullang, 深谷裕司, Hai Quan Ho, 長住達, 石井俊晃, 濱本真平, 石塚悦男

日本原子力学会 2022年春の年会 2022年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2022年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
高温ガス炉燃料の燃焼挙動評価に関する研究

福原克樹, 藤本望, 深谷裕司, 石塚悦男, Ho Hai Quan, 石井俊晃, 長住達, 濱本真平

日本原子力学会九州支部第40回講演会 2021年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
黒鉛減速体系におけるCd板の拡散計算による反応度価値評価手法の検討

守屋壮一郎, 山崎誠司, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望, 左近敦士, 佐野忠史, 高橋佳之

日本原子力学会九州支部第40回研究発表講演会 2021年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年12月

記述言語：日本語

開催地：オンライン国名：日本国
高温ガス炉使用済燃料の物質量・燃焼度測定方法についての予備検討

川口祥平, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望

日本原子力学会九州支部第40回研究発表講演会 2021年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年12月

記述言語：日本語

開催地：オンライン国名：日本国
KUCAでの黒鉛減速体系におけるCdサンプルの反応度価値測定

山崎誠司, 守屋壮一郎, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望, 左近敦士, 佐野忠史, 高橋佳之

日本原子力学会九州支部第40回研究発表講演会 2021年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年12月

記述言語：日本語

開催地：オンライン国名：日本国
KUCAでの黒鉛減速体系におけるCdサンプルの反応度価値測定

山崎誠司, 守屋壮一郎, Irwan Liapto Simanullang, 藤本望, 左近敦士, 佐野忠史, 高橋佳之

第9回炉物理専門研究会 2021年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
圧力容器上部プレナム内の単相流混合挙動解析

藤本望, 功刀資彰, 丸山創, 数土幸夫

日本原子力学会 1998年10月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年11月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
黒鉛減速体系での炉心規模のスペクトル評価に基づく燃焼挙動の概略評価

福原克樹, 藤本望, 深谷裕司, Hai Quan Ho, 長住達, 石井俊晃, 濱本真平, 石塚悦男

日本原子力学会2021年秋の大会 2021年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
Calculation of decay gamma spectrum of the HTTR after shutdown

Hai Quan Ho, Shimpei Hamamoto, Nozomu Fujimoto, Satoru Nagasumi, Minoru Goto, Etsuo Ishitsuka

2021年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年3月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
MVP-BURNを用いた HTTRの燃焼挙動解析 -軸方向の詳細分割モデルによる解析-

藤本望, 池田礼治, Hai Quan Ho, 濱本真平, 長住達, 石塚悦男

日本原子力学会 2021年春の年会 2021年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
詳細モデルを用いた HTTR臨界試験の再解析

山本雄大, Hai Quan Ho, 石塚悦男, 藤本望

日本原子力学会 2021年春の年会 2021年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2021年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
MVP コードによる HTTR臨界試験の再解析

山本雄大, 藤本望 Ho Hai Quan, 石塚悦男

日本原子力学会九州支部第39回研究発表講演会 2020年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
黒鉛減速体系におけるモンテカルロコードを用いた炉内詳細中性子束分布評価

中川直樹, 藤本望, Ho Hai Quan, 濱本真平, 長住達, 石塚悦男

日本原子力学会九州支部第39回研究発表講演会 2020年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
モンテカルロコードを用いた黒鉛減速体系における解析精度評価

中川直樹, 藤本望, Quan Hai Ho, 濱本真平, 長住達, 石塚悦男

日本原子力学会2020年秋の大会 2020年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
高温ガス炉核的予測精度高度化のための研究開発(6) 燃料濃縮度を高めた新臨界体系の検討

佐野忠史, 左近敦士, 高橋佳之, 深谷裕司, 藤本望, 橋本憲吾

日本原子力学会2020年秋の大会 2020年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
高温ガス炉核的予測精度高度化のための研究開発(5)KUCAに構築した黒鉛減速・黒鉛反射炉心における炉雑音解析実験

左近敦士, 中嶋國弘, 佐野忠史, 深谷裕司, 藤本望, 高橋佳之, 橋本憲吾

日本原子力学会2020年秋の大会 2020年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
Development of a utility tool for auto-seeking critical control rod position of the high temperature engineering test reactor

Hai Quan Ho, Nozomu Fujimoto, Shimpei Hamamoto, Satoru Nagasumi, Minoru Goto, Etsuo Ishitsuka

2020年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年9月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
モンテカルロ法によるHTTRの全炉心燃焼計算における出力分布の評価

池田礼治, Hai Quan Ho, 藤本望, 濱本真平, 長住達, 石塚悦男

日本原子力学会2020年秋の大会 2020年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン国名：日本国
黒鉛減速臨界集合体におけるモンテカルロコードの解析精度評価

中川直樹, 藤本望, Ho Hai Quan, 濱本真平, 長住達, 石塚悦男

日本原子力学会 2020年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福島県福島市国名：日本国
Feasibility study of low power HTGR for long-term operation

Hai Quan Ho, Nozomu Fujimoto, Shimpei Hamamoto, Satoru Nagasumi, Etsuo Ishitsuka

Atomic Energy Society of Japan 2020年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
モンテカルロ法による HTTRの全炉心燃焼計算における炉内温度分布の影響評価国際会議

池田礼治, Ho Quan, 藤本望, 濱本真平, 長住達, 石塚悦男

日本原子力学会 2020年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2020年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福島県福島市国名：日本国
炉内温度分布を考慮したHTTR全炉心燃焼計算

池田礼治, 藤本望, Ho Hai Quan, 濱本真平, 長住達, 石塚悦男

日本原子力学会九州支部第38回研究発表講演会 2019年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2019年12月

記述言語：日本語

国名：日本国
モンテカルロコードを用いた黒鉛減速体系における詳細熱中性子束分布評価

中川直樹, 藤本望, Ho Hai Quan, 濱本真平, 長住達, 石塚悦男

日本原子力学会九州支部第38回研究発表講演会 2019年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2019年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
Calculation of 3D neutron flux distribution in the HTTR using MCNP6

Hai Quan Ho, Nozomu Fujimoto, Shimpei Hamamoto, Toshiaki Ishii, Satoru Nagasumi, Etsuo Ishituka

2019年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2019年9月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
MVPを用いたHTTR燃焼計算時の炉心内中性子スペクトルに対する検討

松中一朗, 藤本望, 石井俊晃, 長住達, 石塚悦男

日本原子力学会 2019年春の年会 2019年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：茨城大学国名：日本国
Feasibility study of 99mTc production at HTTR using sublimation method

Hai Quan Ho, Hiroki Ishida, Shimpei Hamamoto, Toshiaki Ishii, Nozomu Fujimoto, Naoyuki Takaki, Etsuo Ishitsuka

2019年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2019年3月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
原子力工学分野での教育と人材育成

大野哲靖, 尾崎章, 藤本望, 深田智

日本原子力学会 2018年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語

開催地：岡山大学国名：日本国
九州大学での原子力に関する新たな教育プログラム

藤本望, 安田和弘, 前畑京介

日本保全学会 2018年7月

　詳細を見る

開催年月日： 2018年7月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
高温ガス炉における中性子エネルギー群構造の検討

道野雄大, 藤本望, 本多友貴

日本原子力学会九州支部第36回研究発表講演会 2017年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2017年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
高温ガス炉における動特性パラメータの不確かさによる影響評価

薄田真歩, 藤本望, 本多友貴

日本原子力学会九州支部第36回研究発表講演会 2017年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2017年12月

記述言語：日本語

国名：日本国
超臨界圧水冷却重水炉の概念の検討

三津有也, 藤本望, Nguyen Duc Ha

日本原子力学会九州支部第36回研究発表講演会 2017年12月

　詳細を見る

開催年月日： 2017年12月

記述言語：日本語

開催地：福岡県福岡市国名：日本国
高温ガス炉での燃焼挙動の温度及び濃縮度の感度解析

守田圭介, 藤本望, 深谷裕司, 本多友貴

日本原子力学会 2017年秋の大会 2017年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2017年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：札幌国名：日本国

高温ガス炉燃料の核種生成・崩壊挙動への影響評価の一つとして、高温ガス炉用のORIGENライブラリを作成し、温度及び濃縮度の影響評価を行った。その結果、核種の生成量などに対して濃縮度の影響は小さく、減速材温度の影響が大きいことを確認した。
Impact of truncated coated fuel particles on neutronic characteristic of statistical geometry model in MVP code

Ho Hai Quan, Yuki Honda, Nozomu Fujimoto, Minoru Goto, Etsuo Ishituka

2017年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2017年9月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
Burn-up dependency of control rod position at zero power criticality in the High Temperature Engineering Test Reactor 国際会議

23rd International Conference on Nuclear Engineering(ICONE-23) 2015年5月

　詳細を見る

開催年月日： 2017年5月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
Improvement of cell model for control rod in reflector region of High Temperature Engineering Test Reactor 国際会議

23rd International Conference on Nuclear Engineering(ICONE-23) 2015年5月

　詳細を見る

開催年月日： 2017年5月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
Benchmark Study on Realized Random Packing Model for Coated Fuel Particles of HTTR using MCNP6 国際会議

Ho Hai Quan, Keisuke Morita, Yuki Honda, Nozomu Fujimoto, Shoji Takada

2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants 2017年4月

　詳細を見る

開催年月日： 2017年4月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：日本国
高温ガス炉での核種生成・消滅挙動の中性子スペクトルの影響評価

守田圭介, 藤本望

日本原子力学会 2017年春の年会 2017年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2017年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：神奈川県平塚市東海大学湘南キャンパス国名：日本国

高温ガス炉燃料の核種生成・崩壊挙動へ影響評価一つとして、中性子ペクトルを確認するために、高温ガス炉用ORIGENライブリを作成し解析行った。その結果、Pu等の生成量に対する中性子スペクトルの影響がことが明らかになった。
HTTRの燃焼特性におけるBPモデルの効果

藤本望, 本多友貴, 福田航大, 後藤実, 栃尾大輔, 高田昌二

日本原子力学会 2016年秋の大会 2016年9月

　詳細を見る

開催年月日： 2016年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福岡県久留米市国名：日本国

HTTRでは、燃焼による過剰反応度の変化を、BPを用いることにより小さく維持している。この燃焼による過剰反応度の変化を低温臨界状態での制御棒位置変化で評価した。解析により、臨界制御棒位置に対するBP周りのメッシュ分割の効果を明らかにした。
高温ガス炉での核種生成・消滅挙動の予備評価

藤本望, 守田圭介, 深谷裕司

日本原子力学会 2016年春の年会 2016年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2016年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：宮城県仙台市東北大学国名：日本国

高温ガス炉燃料の核種生成・消滅挙動の評価を目指して、高温ガス炉用ORIGENライブラリを作成し解析を行った。軽水炉用ライブラリの結果と比較すると、PuやFP量に差が見られた。
高温ガス炉HTTRの1次ヘリウムガスの混合挙動

栃尾大輔, 藤本望

日本原子力学会2015春の年会 2015年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2015年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：茨城県水戸市国名：日本国
高温ガス炉の燃焼特性と崩壊熱の評価

石井俊晃, 橋本憲吾, 杉山亘, 奥田遼平, 藤本望, 高田昌二, 島崎洋祐, 佐野忠史

日本原子力学会2015春の年会 2015年3月

　詳細を見る

開催年月日： 2015年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：茨城県水戸市国名：日本国

▼全件表示

MISC

HTTR の核的パラメータの計算－ 2021 年度夏期休暇実習報告－査読

五十川浩希, 直井基将, 山崎誠司, Hai Quan HO, 片山一成, 松浦秀明, 藤本望, 石塚悦男

2022年7月

　詳細を見る

記述言語：日本語出版者・発行元：JAEA Tehnology

DOI： 10.11484/jaea-technology-2022-015

researchmap
2020年度夏期休暇実習報告；HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討 -核設計のための予備検討（3）- 査読

石塚悦男, 満井渡, 山本雄大, 中川恭一, Hai Quan Ho, 石井俊晃, 濱本真平, 長住達, 高松邦吉, Inesh Kenzhina, Yevgeni Chikhray, 松浦秀明, 藤本望

2021年9月

　詳細を見る

記述言語：日本語

DOI： 10.11484/jaea-technology-2021-016
MVP-BURNを用いた軸方向詳細モデルによるHTTRの燃焼特性解析査読

池田礼治, Hai Quan Ho, 長住達, 石井俊晃, 濱本真平, 中野優美, 石塚悦男, 藤本望

2021年9月

　詳細を見る

記述言語：日本語

DOI： 10.11484/jaea-technology-2021-015
HTTR燃料セルモデルにおける可燃性毒物周辺のメッシュ効果査読

藤本望, 福田航大, 本多友貴, 栃尾大輔, Ho, Hai. Quan, 長住達, 石井俊晃, 濱本真平, 中野優美, 石塚悦男

2021年6月

　詳細を見る

記述言語：日本語

DOI： 10.11484/jaea-technology-2021-008
2019 年度夏期休暇実習報告;HTTR 炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討－核設計のための予備検討（2）－

石塚悦男, 中島弘貴, 中川直樹, Hai Quan HO, 石井俊晃, 濱本真平, 高松邦吉, Inesh Kenzhina, Yevgeni Chikhray, 松浦秀明, 藤本望

2020年8月

　詳細を見る

記述言語：日本語

DOI： 10.11484/jaea-technology-2020-008
HTTR 炉心解析における制御棒モデルの検討

長住達, 松中一朗, 藤本望, 石井俊晃, 石塚悦男

2020年5月

　詳細を見る

記述言語：日本語

DOI： 10.11484/jaea-technology-2020-003
HTTR の起動用中性子源の交換時期の推定

小野正人, 小澤太教, 藤本望

2019年9月

　詳細を見る

記述言語：日本語

DOI： 10.11484/jaea-technology-2019-012
2018 年度夏期休暇実習報告;HTTR 炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討－核設計のための予備検討－

石塚悦男, 松中一朗, 石田大樹, Hai Quan HO, 石井俊晃, 濱本真平, 高松邦吉, Inesh Kenzhina, Yevgeni Chikhray, 近藤篤, 高木直行, 藤本望

2019年7月

　詳細を見る

記述言語：日本語
Calculation of Decay Heat by ORIGEN Libraries for High Temperature engineering Test Reactor

2016年9月

　詳細を見る

記述言語：英語
Information exchange on HTGR and nuclear hydrogen technology between JAEA and INET in 2009

Nozomu Fujimoto, H. Wang

2010年7月

　詳細を見る

記述言語：英語
高温工学試験研究炉(HTTR)の高温機器・配管における熱変位挙動の評価

篠原正憲, 濱本真平, 藤本望

2009年12月

　詳細を見る

記述言語：日本語

HTTRの機器配管の支持方式には、3次元の浮動支持方式を採用しているため、その熱変位挙動・特性を把握することは、3次元浮動支持方式の熱変位特性を調べるうえでも重要である。HTTRの定格運転では、1次冷却設備の熱変位特性を知るために、高温配管の熱変位測定試験を実施した。本報は、その試験結果及び解析評価結果を示したものである。熱変位挙動は温度変化に対して1次的に変化することを確認した。解析評価では、支持構造物の抵抗力が機器の熱変位挙動に影響を与えることが明らかとなり、また、その抵抗力を最適化することで実測熱変位挙動を再現できることを確認した。
Information exchange on HTGR and nuclear hydrogen technology between JAEA and INET in 2008

Nozomu Fujimoto, Yukio Tachibana, Y. Sun

2009年7月

　詳細を見る

記述言語：英語
HTTR長期連続運転の結果の概要－定格・並列30日運転－

栃尾大輔, 野尻直喜, 濱本真平, 猪井宏幸, 関田健司, 近藤雅正, 七種明雄, 亀山恭彦, 齋藤賢司, 藤本望

2009年5月

　詳細を見る

記述言語：日本語
HTTR長期連続運転の結果の概要; 定格・並列30日運転

栃尾大輔, 野尻直喜, 濱本真平, 猪井宏幸, 関田健司, 近藤雅明, 七種明雄, 亀山恭彦, 齋藤賢司, 藤本望

2009年5月

　詳細を見る

記述言語：日本語

HTTRは1998年の初臨界達成後、定格運転及び高温試験運転の出力上昇試験を経て、現在、供用運転を行っている。今回、HTTRでは長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを実証するために、定格・並列運転で30日連続運転を行った。本報はその運転で得られたHTTRの長期連続運転の特性をまとめたものである。
HTTRの燃焼を通じた燃料温度の評価; 850℃運転の場合

栃尾大輔, 篠原正憲, 藤本望

2009年1月

　詳細を見る

記述言語：日本語
Information exchange on HTGR and nuclear hydrogen technology between JAEA and INET in 2007

Nozomu Fujimoto, Yukio Tachibana, Nariaki Sakaba, Ryutaro Hino, S. Yu

2008年6月

　詳細を見る

記述言語：英語
HTTR運転データベース,2; HTTR炉心特性データベース等の具体例

野尻直喜, 大和田博之, 藤本望

2007年6月

　詳細を見る

記述言語：日本語

「HTTR運転データベース」は将来型高温ガス炉の実用化開発や高温工学試験研究炉(HTTR)の運転管理に資することを目的にHTTRの運転データを蓄積・整理したデータベースである。対象データは基本的にHTTRの運転より得られた過剰反応度,炉心又はプラント内の各部温度,冷却材中不純物濃度等の測定値を整理・評価したデータである。データベースは重要度の高い運転データを長期的及び系統的に管理する目的で、将来型高温ガス炉の実用化開発やHTTRの運転管理に関する目的別のデータベースから成る構造とした。本報ではHTTR運転データベースのうちHTTR共通データベース,HTTR核特性データベース,ヘリウム純度管理データベース,炉内構造物健全性データベース及びその他データベースの具体例を示す。
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物のサーベイランス試験のための基礎データ

角田淳弥, 柴田大受, 菊地孝行, 石原正博, 伊与久達夫, 沢和弘, 藤本望

2007年2月

　詳細を見る

記述言語：日本語

我が国初の高温ガス炉であるHTTRでは炉心支持黒鉛構造物の健全性及び特性等を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。このうちサーベイランス試験では、HTTRの炉内支持黒鉛構造物について高速中性子照射,酸化等による物性値,強度等の経年変化を調べることにしており、ここで得られるデータは、HTTRの炉心支持黒鉛構造物の健全性確認に用いられるほか、第4世代原子炉システムの1つとして国際的に検討を行っている超高温ガス炉(VHTR)の黒鉛構造物の設計等に活用することのできる貴重なものとなる。本報は今後実施することになるHTTRのサーベイランス試験片の炉内への装荷位置及び使用前の状態における物性データをまとめたものである。
高温工学試験研究炉(HTTR)の核特性評価手法の改良に関する研究(学位論文)

藤本望

2007年1月

　詳細を見る

記述言語：日本語

HTTRの核特性評価手法は、設計に用いた解析手法をもとに臨界試験で得られた結果に基づいて開発が行われてきた。開発では、まず反応度調整材(BP)反応度価値の評価手法の改良,制御棒挿入孔からの中性子ストリーミング効果の考慮,燃料セルモデルの改良が行われた。これらの改良により、過剰反応度の測定値に対して1%$$Delta$$k/k以下の誤差で一致するモデルを作成することができた。この改良をもとに、出力運転解析のためのモデルの拡張を行った。ここでは、おもにBPの燃焼変化の挙動について濃縮度依存性,温度効果等を検討した。燃焼挙動についての測定データとの比較では、ほぼ一致する結果を得ることができた。また、モンテカルロコードによる出力分布の比較では、両者はほぼ同じ分布を示すことを明らかにした。また、HTTRの燃料体からの$$gamma$$線測定結果との比較では、改良したモデルは測定結果と良い一致を示すことを明らかにした。さらに、設計時に用いられた核設計手法と比較することにより、今回のモデルの改良が、実効増倍率だけでなく出力分布の改善にも効果があることを明らかした。
HTTR運転データベース,1; 全体概要及び作成方針

野尻直喜, 栃尾大輔, 濱本真平, 梅田政幸, 藤本望, 伊与久達夫, 武田哲明

2006年10月

　詳細を見る

記述言語：日本語

「HTTR運転データベース」は将来高温ガス炉の実用化開発や高温工学試験研究炉(HTTR)の運転管理に資することを目的にHTTRの運転データを蓄積・整理したデータベースである。対象データは基本的にHTTRの運転より得られた過剰反応度,炉心又はプラント内の各部温度,冷却材中不純物濃度等の測定値を整理・評価したデータである。データベースは重要度の高い運転データを長期的及び系統的に管理する目的で、将来高温ガス炉の実用化開発やHTTRの運転管理に関する目的別のデータベースから成る構造とした。本報ではHTTR運転データベースの全体概要及び作成方針について報告する。また、本データベースのうちHTTR共通データベース,HTTR核特性データベース及びヘリウム純度管理データベースの一部を例として示す。
HTTRの補機冷却水設備冷却塔の伝熱性能に関する評価

栃尾大輔, 亀山恭彦, 清水厚志, 猪井宏幸, 山崎和則, 清水康彦, 新垣悦史, 太田幸丸, 藤本望

2006年9月

　詳細を見る

記述言語：日本語
HTTRの反応度調整材の燃焼挙動と炉心特性の評価

藤本望, 野尻直喜

2006年1月

　詳細を見る

記述言語：日本語
炉容器冷却設備冷却器の伝熱性能の変化とその回復作業について

濱本真平, 渡辺周二, 小山直, 太田幸丸, 栃尾大輔, 藤本望

2005年7月

　詳細を見る

記述言語：日本語

HTTRの炉容器冷却設備(Vessel cooling system: VCS)は工学的安全施設の一つであり、配管破断や減圧事故時のような強制循環による炉心の冷却ができない場合に、炉心の熱を圧力容器の周りに設置した水冷管パネルで輻射及び自然対流によって除去する設備である。また、通常運転時には1次遮蔽体のコンクリート温度を制限値以下に保つ機能を有している。これまでの運転で、VCSによる除熱量の変化はないものの、VCSを流れる冷却水の温度レベルが徐々に上がりはじめた。さらに冷却水の温度上昇に伴い、遮蔽体であるコンクリート温度の上昇も懸念された。このまま運転を続けると、コンクリート温度が制限値に近づくことも予想されたため、VCS冷却水の温度レベルを低下させる対策を行うこととした。VCS冷却水の温度を管理している機器の1つにVCS冷却器がある。このVCS冷却器の伝熱性能を評価しその低下の程度を明らかにした。その結果、伝熱性能の低下が認められたため、伝熱管の洗浄を行い伝熱性能の回復を図った。これにより、VCS除熱量を変化させることなく、VCS冷却器の伝熱性能を大きく改善し、VCS冷却水の温度を低下させることができた。
高温ガス冷却炉・格子燃焼特性解析コード「DELIGHT-8」(共同研究)

野尻直喜, 藤本望, 毛利智聡, 小幡宏幸

2004年10月

　詳細を見る

記述言語：日本語

「DELIGHT」は、炉心計算等に必要な群定数を作成する高温ガス冷却炉用格子燃焼特性解析コードである。円環状または球状の高温ガス炉燃料を対象に衝突確率法による格子計算を行う。高温ガス炉燃料特有の被覆燃料粒子による燃料格子の二重非均質性を考慮した燃焼計算が可能なことが特徴として挙げられる。今回、従来のDELIGHTコードをより燃焼度の高い炉心の解析に対応させることを目的に、核データライブラリのJENDL-3.3への更新,燃焼チェーンを詳細化する等の改良を行った。また、可燃性毒物(BP)格子計算モデルにおいて、BP棒周辺の物質領域を多領域化し、BP格子計算の計算精度の向上を図った。本報は、改良DELIGHTコード(DELIGHT-8)の改良点と使用方法について説明するものである。
HTTR制御棒引抜き試験の動特性解析(受託研究)

高田英治, 中川繁昭, 高松邦吉, 島川聡司, 野尻直喜, 藤本望

2004年6月

　詳細を見る

記述言語：日本語

高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)において、反応度投入及び炉心除熱量減少を試験として実機の原子炉で生じさせる安全性実証試験を実施している。安全性実証試験の1つである制御棒引抜き試験について、1点炉近似モデルにより試験時の動特性解析を実施した。実測値と解析値の比較から、1点炉近似モデルが試験の結果を再現できることを確認した。また、添加反応度,温度係数,物性値等の各パラメータについて、制御棒引抜き事象に対する原子炉動特性への感度を明らかにした。
HTTR出力密度分布評価における拡散計算モデルの検討査読

高松邦吉, 島川聡司, 野尻直喜, 藤本望

2003年10月

　詳細を見る

記述言語：日本語

HTTR炉心の燃料最高温度の評価においては、炉心出力密度分布の予測精度向上が重要であり、炉心管理コードとしても用いられる拡散燃焼計算モデルの改良を図る必要がある。拡散計算によるHTTR炉心の出力密度分布解析について、可燃性反応度調整材(BP)を燃料体内に均質に分布させたモデル(BP混合モデル)とBP領域を分離したモデル(BP分離モデル)の解析結果を、グロス$$gamma$$線による出力密度分布測定結果及び連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPの計算値と定量的に比較した。その結果、BP混合モデルでは、炉心の軸方向出力密度分布に対する予測精度が不十分であること、BP分離モデルを用いることにより、予測精度が大幅に改善されることがわかった。
HTTR高温試験運転の出力上昇試験計画

坂場成昭, 中川繁昭, 高田英治, 野尻直喜, 島川聡司, 植田祥平, 沢和弘, 藤本望, 中澤利雄, 足利谷好信, 川崎幸三, 伊与久達夫

2003年3月

　詳細を見る

記述言語：日本語

HTTRは、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成を目指した高温試験運転による出力上昇試験を平成15年度に計画している。高温試験運転の実施にあたっては、被覆粒子燃料を使用し、ヘリウムガス冷却を行う我が国初の高温ガス炉であることを念頭に、これまで実施してきた出力上昇試験(定格運転30MW及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$までの試験)での知見をもとに計画する。高温試験運転においては、温度の上昇に従ってより厳しくなる、原子炉の核熱設計,放射線遮へい設計及びプラント設計が適切であることを確認しながら実施する。本報では、HTTRの安全性確保に重要な燃料,制御棒及び中間熱交換器について、定格運転モードでの運転データに基づき、高温試験運転時の安全性の再確認を行った結果を示すとともに、これまでに摘出された課題とその対策を示した。加えて、高温試験運転における試験項目摘出の考え方を示し、実施する試験項目を具体化した。その結果、原子炉施設の安全を確保しつつ、原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成の見通しを得た。
HTTR原子炉スクラム時の制御棒温度解析; 商用電源喪失試験の実測データに基づく評価

高田英治, 藤本望, 松田淳子, 中川繁昭

2003年3月

　詳細を見る

記述言語：日本語

HTTRは1次冷却材の温度が最高約950$$^{circ}C$$に達するため、制御棒の金属材料には特殊合金としてAlloy800Hが使用されている。この制御棒の使用に関しては、Alloy800Hの強度データにより、制限温度を900$$^{circ}C$$以下と定め、これを超えるような環境で使用された場合には必要に応じて制御棒を交換することになっている。制御棒温度が900$$^{circ}C$$を超える可能性のある事象として高温試験運転からの商用電源喪失に伴う原子炉スクラムが挙げられる。本書では、出力上昇試験で得られた商用電源喪失試験時の実測データを用いて制御棒温度解析を実施した結果を示す。解析の結果、繰り返し使用を考慮した事象の中で制御棒温度が最も高くなる商用電源喪失が発生したとしても、制御棒温度は制限値を上回ることはなく、健全性が確保されることを確認した。
Data on test results of vessel cooling system of High Temperature Engineering Test Reactor

Akio Saikusa, Shigeaki Nakagawa, Nozomu Fujimoto, Yukio Tachibana, Tatsuo Iyoku

2003年2月

　詳細を見る

記述言語：英語
高温工学試験研究炉の出力上昇試験; 試験経過及び結果の概要

中川繁昭, 藤本望, 島川聡司, 野尻直喜, 竹田武司, 七種明雄, 植田祥平, 小嶋崇夫, 高田英治, 齋藤賢司, 橘幸男, 足利谷好信, 川崎幸三, 中澤利雄, 沢和弘, 伊与久達夫

2002年8月

　詳細を見る

記述言語：日本語

高温工学試験研究炉の出力上昇試験; 試験経過及び結果の概要

中川繁昭; 藤本望; 島川聡司; 野尻直喜; 竹田武司; 七種明雄; 植田祥平; 小嶋崇夫; 高田英治*; 齋藤賢司; et al.

JAERI-Tech 2002-069, 87 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-069.pdf:10.12MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor : HTTR)の出力上昇試験は、30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が850$$^{circ}C$$となる「定格運転」モードでの試験として、平成12年4月23日から原子炉出力10MWまでの出力上昇試験(1)を行い、その後、原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(2),30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}C$$となる「高温試験運転」モードにおいて原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(3)を行った。定格出力30MW運転達成のための試験として平成13年10月23日から出力上昇試験(4)を開始し、平成13年12月7日に定格出力30MWの到達及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$の達成を確認した。出力上昇試験(4)については、平成14年3月6日まで実施し、定格出力30MWからの商用電源喪失試験をもって全ての試験検査を終了して使用前検査合格証を取得した。「定格運転」モードにおける原子炉出力30MWまでの試験結果から、原子炉、冷却系統施設等の性能を確認することができ、原子炉を安定に運転できることを確認した。また、試験で明らかとなった課題を適切に処置することで、原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成の見通しを得た。
Data on loss of off-site electric power simulation tests of the High Temperature Engineering Test Reactor

Takeshi TAKEDA, Shigeaki NAKAGAWA, Nozomu FUJIMOTO, Tatsuo IYOKU

2002年7月

　詳細を見る

記述言語：英語
HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果

高田英治, 藤本望, 野尻直喜, 梅田政幸, 石仙繁, 足利谷好信

2002年5月

　詳細を見る

記述言語：日本語
出力上昇試験におけるHTTR炉心支持板温度上昇の原因と対策

藤本望, 高田英治, 中川繁昭, 橘幸男, 川崎幸三, 七種明雄, 小嶋崇夫, 伊与久達夫

2002年1月

　詳細を見る

記述言語：日本語
HTTR出力上昇試験での臨界制御棒位置と温度係数; 中間報告

藤本望, 野尻直喜, 高田英治, 齋藤賢司, 小林正一, 澤畑洋明, 石仙繁

2001年3月

　詳細を見る

記述言語：日本語

現在HTTRでは出力上昇試験を進めており、これまで50%出力を達成している。HTTRの出口温度は950$$^{circ}C$$と高いため、出力上昇の過程で炉心内の温度変化が大きい。このような炉心の解析精度の向上を目的として各出力での臨界制御棒位置及び温度係数について測定を行い、解析との比較を行った。解析は、熱流動解析コードと拡散計算のくり返しにより求めた炉内温度分布を用いて、モンテカルロ計算と拡散計算により行った。その結果、臨界制御帽位置はモンテカルロ計算により50mm以下の誤差で一致し、100%出力では2900mm程度になると予想された。温度係数は拡散計算の結果とよく一致した。今後、出力100%までの測定を行い、解析結果と比較することにより解析精度の向上を目指す。
高温工学試験研究炉の燃料体からの$$gamma$$線測定; 方法と結果

藤本望, 野尻直喜, 高田英治, 山下清信, 菊地孝行, 中川繁昭, 小嶋崇夫, 梅田政幸, 星野修, 金田誠, 小林正一, 石仙繁, 川崎幸三, 國富一彦

2001年2月

　詳細を見る

記述言語：日本語

HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの$$gamma$$線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。
高温工学試験研究炉炉心解析モデルの改良;過剰反応度に関する検討

藤本望, 山下清信

1999年11月

　詳細を見る

記述言語：日本語

これまで、HTTRの炉心解析モデルについて、VHTRCの実験結果を用いて検証が行われてきた。またモンテカルロコードとの比較に基づき、ゼブラ型反応度調整材の形状及び位置の効果、中性子ストリーミング効果を考慮できるようモデルの改良が進められてきた。さらにこの改良モデルを用いて臨界試験の予備解析が行われてきた。しかしながら臨界試験の結果から、予備解析に用いたモデルでも過剰反応度を過大に評価することが明らかとなった。検討の結果、燃料セルの外径が過大で実際より減速材の黒鉛が多いため柔らかい中性子スペクトルとなり、$$^{235}$$Uの核分裂断面積を大きく評価していることが原因であると考えられた。そこで、燃料セルの外径をこれまでより小さい、燃料棒のピッチによる値とすることにより、臨界試験結果とよく一致する結果を得ることができた。
燃料体内の反応度調整材位置を考慮した反応度価値評価手法のVHTRC実験データによる検討

藤本望, 山下清信, 秋濃藤義

1999年9月

　詳細を見る

記述言語：日本語

VHTRC炉心に複数本の反応度調整材(BP)棒を装荷した実験結果について、BP反応度価値の解析精度を評価した。その結果、HTTRの核設計に用いている、ブロック内を均質としたモデルではBP反応度を20%程度過小評価することが明らかとなった。この結果は、BP反応度を系統的に過小評価しているため、過剰反応度を高めに評価するという観点からは保守的であり安全上問題ない。しかしながら、高温ガス炉の設計の合理化、将来炉の設計、HTTRの運転管理等のためには評価精度の向上が必要である。そこで、BP位置をモデル化し炉心内のインポータンス分布をより詳細に考慮すれば精度が向上すると考え、燃料体内でのBP棒の位置を考慮できるよう燃料体のメッシュ分割数を増やしたモデルを作成した。このモデルとともに、炉心計算のBP棒領域に対応する範囲で均質化することにより作成した実効断面積を用いることにより、10%以下の誤差でBP反応度を評価できることが明らかとなった。
Analysis of the HTTR's benchmark problems and comparison between the HTTR and the FZJ code systems

Nozomu FUJIMOTO, Ursula OHLIG, Hans BROCKMANN, Kiyonobu YAMASHITA

1998年11月

　詳細を見る

記述言語：英語
高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; モンテカルロコードMVPに基づく解析

野尻直喜, 中野正明, 安藤弘栄, 藤本望, 竹内光男, 藤崎伸吾, 山下清信

1998年8月

　詳細を見る

記述言語：日本語

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験の事前評価として、連続エネルギー法に基づくモンテカルロ計算コードMVPにより核特性解析を行った。拡散理論による炉心計算では直接モデル化が困難であった、燃料コンパクト、燃料棒、燃料棒挿入孔、反応度調整材等の燃料体内の非均質構造、制御棒及び制御棒挿入孔、後備停止系ほう素ペレット落下孔、炉心構成要素間の間隙等を詳細にモデル化した。解析により、初回臨界は16カラム前後燃料を装荷した状態で到達する見込みであること、その際第1,2,3リング制御棒を全引き抜きし中心制御棒だけを操作することで臨界調節が可能であることを確認した。また、臨界時の制御棒位置、過剰反応度、炉停止余裕等を求めた。これらの解析結果を臨界試験の計画策定に用いた。
高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析

藤本望, 野尻直喜, 中野正明, 竹内光男, 藤崎伸吾, 山下清信

1998年6月

　詳細を見る

記述言語：日本語

本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。
高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度測定での制御棒干渉効果の解析評価

中野正明, 山下清信, 藤本望, 野尻直喜, 竹内光男, 藤崎伸吾, 徳原一実, 中田哲夫

1998年5月

　詳細を見る

記述言語：日本語

高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度を燃料追加法によって測定する場合について、制御棒の干渉効果が過剰反応度に与える影響を評価した。制御棒が全引き抜き状態の実効増倍率から求める過剰反応度に比べて、制御棒操作を考慮することによって、-10%~+50%程度の測定値が変化することがわかった。また、干渉効果の影響を小さくするためには、被測定制御棒、補償制御棒とも複数の制御棒を用いればよく、(1)被測定制御棒として第3リング制御棒を除く13対を用い、そのうちの1対の反応度測定の際にその他の12対を補償制御棒として用いる組合わせ、(2)第1リング制御棒6対を(1)と同様に用いる組み合わせ、が過剰反応度測定に適していることが明らかになった。
Study on temperature coefficients of actinide burning HTGRs

1997年11月

　詳細を見る

記述言語：英語
VHTRC炉物理実験の解析によるモンテカルロコードMVPの精度評価; 臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度

野尻直喜, 山下清信, 藤本望, 中野正明, 山根剛, 秋濃藤義

1997年11月

　詳細を見る

記述言語：日本語

本報は、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)の臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の実験結果を汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(MVP)により評価し、MVPを高温ガス炉の核特性評価使用する場合の解析精度の評価を行ったものである。解析の結果、臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の解析誤差は最大で、それぞれ0.8%$$Delta$$k,7%,25%以下であった。臨界時の実効増倍率を十分な精度で予測できることを明らかにした。よって、HTTRの炉心特性評価にMVPを適用することが可能であることがわかった。
高温工学試験研究炉(HTTR)の高性能炉心概念の設計

山下清信, 中野正明, 野尻直喜, 藤本望, 沢和弘, 中田哲夫, 渡部隆

1997年8月

　詳細を見る

記述言語：日本語

高温工学試験研究炉(HTTR)の照射性能の向上及び炉心性能を実規模高温ガス炉のもと同等にすることを目的とし、核熱設計の観点から炉心の高性能化の検討を行った。本検討より、ダルマ落とし燃料交換方式を採用することにより、90GWd/tという高い燃料燃焼度を達成できる見通しを得た。また、一体型燃料コンパクトを用いることにより燃料の徐熱性能を向上でき、炉心平均出力密度を7.1W/cm$$^{3}$$まで大きくしても、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成できる見通しを得た。高速中性子束及び熱中性子束の最大値は、HTTRの約2.2倍及び約1.5倍まで増大できる見込みを得た。炉心有効流量の低下を防止するため、炭素複合材を被覆管に用いた制御棒の使用及び上部遮蔽体ブロックの側面にはめあい構造を設けカラム間の漏れ流れを低減することが、有効であることが分かった。
$$^{239}$$Pu高濃度のプルトニウムを装荷したペブルベッド型高温ガス炉の温度係数の検討

徳原一実, 山下清信, 新藤隆一, 藤本望

1996年6月

　詳細を見る

記述言語：日本語

ペブルベッド型高温ガス炉に兵器級Puを装荷した場合、温度係数が正になるという問題があった。そこで、温度係数を負にする方法を、兵器級Puを劣化U等の親物質と混合せずに、全炉心に兵器級Puの燃料のみを装荷する炉心を対象として検討した。検討の結果、熱領域に共鳴捕獲反応を持つ核種(Er)を炉心に添加すれば、温度係数が負になることを確認した。また、この場合には燃料球の燃焼度が低下するが、Erを添加せずとも、Puの装荷量を増大して熱中性子束のピークを小さくすれば、燃焼度の低下なしに温度係数を負にできることを明らかにした。燃焼度の増大とともに熱中性子束のピークが再び大きくなる可能性があるが、ペブルベッド型炉では燃料球の最大燃焼度の1/2程度で原子炉が平衡状態になるため、初期の装荷量が多い限り熱中性子束のピークが再び大きくなることはない。
高温工学試験研究炉における原子炉スクラム時の炉停止余裕の評価

村田勲, 山下清信, 丸山創, 藤本望, 新藤隆一, 数土幸夫

1991年10月

　詳細を見る

記述言語：日本語

HTTRは原子炉出口温度が950$$^{circ}$$Cと高く、このためスクラムに伴う原子炉停止においては、制御棒の高温における繰り返し使用による寿命の低下を避けるため、まず反射体領域の制御棒を挿入して原子炉を未臨界にし、ついで炉心温度が所定の温度(原子炉出口温度が750$$^{circ}$$C)に下がるのを待って、あるいは所定の時間(2400秒)をおいて燃料領域へ制御棒を挿入して常温で未臨界を維持する制御棒2段階挿入方式を採用している。本報告では、2段階挿入方式を用いたスクラム時において燃料領域の制御棒が挿入されるまでの間、原子炉を未臨界に維持できることの確認を行った。この結果、もっとも厳しい条件となる原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cからのスクラム時でも0.7%$$Delta$$k/k(制御棒1対のスタックを考慮した場合)の炉停止余裕を確保できることがわかった。
高温工学試験研究炉(HTTR)の冷却材の流れ; 炉心支持板下面における冷却材の流動特性の解析

稲垣嘉之, 藤本望, 元木保男, 伊与久達夫, 丸山創, 塩沢周策

1990年12月

　詳細を見る

記述言語：日本語

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持板は、炉心及び炉心支持黒鉛構造物の鉛直方向の荷重を直接支持する機能を有し、その上部にある炉床部断熱層により、炉心内の高温冷却材(約950$$^{circ}$$C)からの熱伝導を低減するとともに、その下面を低温冷却材(約400$$^{circ}$$C)で冷却して、制限温度を超えない構造としている。炉心支持板下面の冷却材流路には、1次ヘリウム配管、補助ヘリウム配管及び多数の支持板支持柱等の構造物がある。これらの構造物は、冷却材を偏流させる可能性があり、その結果として炉心支持板にホットスポットが生じる可能性がある。炉心支持板下面の冷却材の流動を明らかにするために、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて解析を行なった。更に、その解析結果から得られた流速分布より、炉心支持板の温度分布を解析した結果、ホットスポットが発生するような偏流が生じないことを確認した。
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒温度解析

丸山創, 西口磯春, 藤本望, 小倉健志, 塩沢周策, 数土幸夫

1990年7月

　詳細を見る

記述言語：日本語

高温工学試験研究炉では、原子炉スクラム時に制御棒被覆管の高温における繰り返し使用による寿命の低下を避けるため、まず反射体領域の制御棒を挿入し、その後炉心温度が所定の温度以下となった時点で燃料領域の制御棒を挿入し、低温まで未臨界を維持する2段階挿入法を採用している。炉心領域制御棒の挿入は、タイマーによる設定時間または原子炉出口冷却材温度の設定値に達した時点で行う。本報は、種々のスクラム条件下での制御棒被覆管温度解析の手法、条件及び結果についてまとめたものである。
高温工学試験研究炉用制御動特性解析コードASURAの検証解析

藤本望, 中川繁昭, 露崎典平, 丹治幹雄, 島川佳郎, 数土幸夫

1989年11月

　詳細を見る

記述言語：日本語

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の動特性解析コードASURAについて、その概要と検証解析についてまとめたものである。ASURAコードはHTTRプラントシステムの制御動特性解析を目的としているため、各種制御系を含めたプラントシステム全体をモデル化している。検証条件は、各種パラメーターサーベイ及びBLOOST-J2コード、THYDE-HTGRコードとのクロスチェック解析を行った。その結果、ASURAコードの特徴及び妥当性が確認された。また、Fort St.Vrain炉での実験データによる3検証も行い、妥当性の確認を行った。
高温工学試験研究炉の炉心入口冷却材温度の評価

藤本望, 丸山創, 数土幸夫

1989年5月

　詳細を見る

記述言語：日本語

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)について、原子炉圧力容器入口から、炉心入口部までの冷却材の熱流動解析についてまとめたものである。HTTRでは、原子炉圧力容器に流入した冷却材は、炉心と原子炉圧力容器の間を上方へ流れて上部プレナムへ至り、上部プレナム内で反転して下降流となり炉心へ流入する。本報では、冷却材が炉心と原子炉圧力容器の間を上昇する際の冷却材温度上昇及び温度上昇誤差の評価、上部プレナム内における冷却材の3次元熱流動解析による冷却材温度混合の評価についてまとめたものである。また、炉心入口温度の燃料最高温度評価に及ぼす影響についても検討を加えた。
高温工学試験研究炉炉心燃料最高温度計算用工学的安全係数の評価査読

丸山創, 山下清信, 藤本望, 村田勲, 新藤隆一, 数土幸夫

1988年12月

　詳細を見る

記述言語：日本語

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心熱流力設計の主要項目である燃料最高温度評価の用いる工学的安全係数についてまとめたものである。工学的安全係数は、系統的性質を有するシステマティック因子と統計的性質を有するランダム因子とに分け、それぞれHTTRの特徴を踏まえて、考慮すべき主項目と値を決定した。
高温工学試験研究炉炉心熱流力設計

丸山創, 藤本望, 山下清信, 村田勲, 新藤隆一, 数土幸夫

1988年12月

　詳細を見る

記述言語：日本語

本報は、現在日本原子力研究所が設計を進めている高温工学試験研究炉(熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C)の炉心熱流力設計の概要と設計結果についてまとめたものである。炉心熱流力設計では、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において、それぞれ燃料最高温度の制限値を定め、これを超えないように設計することとしている。このため、炉心及び燃料の構造上の特徴を踏まえ、十分な炉心冷却材流量を確保するとともに燃料最高温度を極力低くするように設計する。本設計において得られた燃料最高温度は、基準炉心の燃焼330日における原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C運転時の1495$$^{circ}$$Cである。
高温工学試験研究炉の燃料温度評価に影響を及ぼす要因とその評価

藤本望, 丸山創, 藤井貞夫, 仁熊義則, 数土幸夫

1988年10月

　詳細を見る

記述言語：日本語
高温工学試験研究炉の炉心内流量配分計画と評価

丸山創, 藤本望, 木曽芳広, 村上知行, 多喜川昇, 早川均, 数土幸夫

1988年9月

　詳細を見る

記述言語：日本語

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心熱流力設計の基礎となる炉心内冷却材流量配分計画と評価の結果を、解析用データとともにまとめたものである。HTTRの炉心は、黒鉛ブロックを積重ねた積層構造となっており燃料体ブロック及び制御棒案内ブロック内の計画された流路以外に冷却材の流れる流路が構成される、そのため、炉心の有効な冷却の確保のために、このような計画外の流量で極力低減し、冷却材出口温度950$$^{circ}$$C達成のため適切な流量配分を定めている。
熱流動・熱伝導連成解析コードFLOWNET/TRUMPの検証

丸山創, 藤本望, 木曽芳広, 村上知行, 数土幸夫

1988年9月

　詳細を見る

記述言語：日本語

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料ブロック内の冷却材流路間の流量配分、燃料ブロック応力解析用熱的境界条件の決定並びに燃料ブロック内の冷却材流路閉塞事故時の温度評価に使用する熱流動・熱伝導連成コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について報告するものである。
燃料温度解析コードTEMDIMの検証

丸山創, 藤本望, 藤井貞夫, 渡部隆, 数土幸夫

1988年9月

　詳細を見る

記述言語：日本語

本報は、高温工学試験研究炉の炉心熱流力設計において、燃料温度解析に使用する計算コードTEMDIMの検証結果についてまとめたものである。検証解析は、HENDEL燃料体スタック実証試験部1チャンネル試験装置による伝熱流動試験結果を用いて行い、燃料温度評価手法の妥当性、保守性が確認された。

▼全件表示

所属学協会

日本原子力学会
日本機械学会
日本技術士会
日本原子力学会

　詳細を見る

researchmap
日本技術士会

　詳細を見る

researchmap
日本機械学会

　詳細を見る

researchmap

▼全件表示

委員歴

九州大学エネルギー科学科学科長

2023年4月 - 2024年3月

　詳細を見る

団体区分：その他

researchmap
教科書調査WGグループ員教科書調査WGグループ員国内

2022年10月 - 2024年3月
日本原子力学会教科書調査WGグループ員

2022年10月 - 2024年3月

　詳細を見る

researchmap
九州大学核燃料物質取扱施設運営委員会委員

2022年4月 - 2024年3月

　詳細を見る

団体区分：その他

researchmap
九州大学エネルギー科学科副学科長

2022年4月 - 2023年3月

　詳細を見る

団体区分：その他

researchmap
日本原子力学会代議員国内

2021年4月 - 2023年3月
日本原子力学会オープンスクール小委員会委員国内

2021年4月 - 2023年3月
九州大学九州大学放射線等障害防止委員会委員

2021年4月 - 2023年3月

　詳細を見る

団体区分：その他

researchmap
九州大学九州大学核燃料物質管理専門部会委員

2021年4月 - 2023年3月

　詳細を見る

団体区分：その他

researchmap
日本原子力学会代議員

2021年4月 - 2023年3月

　詳細を見る

researchmap
日本原子力学会オープンスクール小委員会委員

2021年4月 - 2022年3月

　詳細を見る

researchmap
日本原子力学会九州支部長国内

2020年5月 - 2021年5月
九州大学工学府学務委員

2020年4月 - 2022年3月

　詳細を見る

団体区分：その他

researchmap
副支部長副支部長国内

2019年5月 - 2020年5月
九州大学放射線等障害防止委員会核燃料物質管理専門部会委員

2016年4月

　詳細を見る

団体区分：その他

researchmap
九州大学工学部核燃料計量管理責任者

2016年4月

　詳細を見る

団体区分：その他

researchmap
日本原子力学会九州支部幹事国内

2015年4月 - 2017年3月
関東支部茨城ブロック商議員関東支部茨城ブロック　商議員国内

2012年4月 - 2014年3月

▼全件表示

学術貢献活動

学術論文等の審査

役割：査読

2024年

　詳細を見る

種別：査読等

外国語雑誌　査読論文数：15
その他国際学術貢献

（仙台 Japan ） 2023年10月

　詳細を見る

種別：大会・シンポジウム等
The 21th International Conference onNuclear Criticality Safety ICNC2023 国際学術貢献

（仙台 Japan ） 2023年10月

　詳細を見る

種別：大会・シンポジウム等

researchmap
高温ガス炉実証炉開発事業に係る評価委員

資源エネルギー庁 2023年2月 - 2024年3月

　詳細を見る

researchmap
学術論文等の審査

役割：査読

2023年

　詳細を見る

種別：査読等

外国語雑誌　査読論文数：12

国際会議録　査読論文数：3
ANS working group member for ANSI/ANS standard titled “Initial Fuel Loading and Startup Tests for FOAK Advanced Reactors (ANSI/ANS-19.13-2023)”.

American Nuclear Society 2022年10月 - 2023年10月

　詳細を見る

researchmap
学術論文等の審査

役割：査読

2022年

　詳細を見る

種別：査読等

外国語雑誌　査読論文数：2
玄海原子力発電所の再稼働に関して広く意見を聴く委員会原子力安全専門部会委員

佐賀県 2021年7月 - 2022年3月

　詳細を見る

researchmap
放射線利用技術等国際交流（講師育成）の審議・評価に係る国内運営委員会委員長

役割：審査・評価

日本原子力研究開発機構 2021年5月 - 2025年3月

　詳細を見る

種別：審査・学術的助言
放射線利用技術等国際交流（講師育成）の審議・評価に係る国内運営委員会委員長

日本原子力研究開発機構 2021年5月 - 2022年3月

　詳細を見る

researchmap
学術論文等の審査

役割：査読

2021年

　詳細を見る

種別：査読等

外国語雑誌　査読論文数：2
放射線利用技術等国際交流（講師育成）専門部会部会長

役割：審査・評価

日本原子力研究開発機構 2020年5月 - 2021年3月

　詳細を見る

種別：審査・学術的助言
学術論文等の審査

役割：査読

2020年

　詳細を見る

種別：査読等

外国語雑誌　査読論文数：5
学術論文等の審査

役割：査読

2019年

　詳細を見る

種別：査読等

外国語雑誌　査読論文数：8
放射線利用技術等国際交流（講師育成）専門部会部会長

役割：審査・評価

日本原子力研究開発機構 2018年4月 - 2020年3月

　詳細を見る

種別：審査・学術的助言
学術論文等の審査

役割：査読

2018年

　詳細を見る

種別：査読等

外国語雑誌　査読論文数：8
放射線利用技術等国際交流（講師育成）専門部会部会長

役割：審査・評価

日本原子力研究開発機構 2017年5月 - 2018年3月

　詳細を見る

種別：審査・学術的助言
その他国際学術貢献

（京都 Japan ） 2017年4月

　詳細を見る

種別：大会・シンポジウム等
Other 国際学術貢献

2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) （ kyoto Japan Japan ） 2017年4月

　詳細を見る

種別：大会・シンポジウム等
日本原子力研究開発機構研究嘱託

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター 2017年4月 - 2022年4月

　詳細を見る

researchmap
その他

日本原子力学会 2016年秋の大会（福岡県久留米市 Japan ） 2016年9月

　詳細を見る

種別：大会・シンポジウム等

参加者数：700
その他

日本原子力学会春の年会（東京東京都市大学 Japan ） 2014年3月

　詳細を見る

種別：大会・シンポジウム等

▼全件表示

共同研究・競争的資金等の研究課題

高温ガス炉の燃焼挙動等に関する研究

2015年12月 - 2018年3月

共同研究

　詳細を見る

担当区分：研究代表者資金種別：その他産学連携による資金

担当授業科目

教養の放射線科学と原子力Ⅱ

2023年12月 - 2024年2月冬学期
連続体力学

2023年12月 - 2024年2月冬学期
原子炉物理学Ⅱ

2023年12月 - 2024年2月冬学期
教養の放射線科学と原子力Ⅰ

2023年10月 - 2023年12月秋学期
原子炉物理学Ⅰ

2023年10月 - 2023年12月秋学期
原子炉システム工学Ⅱ

2023年6月 - 2023年8月夏学期
核エネルギーシステム学発表演習 A

2023年4月 - 2024年3月通年
産学連携演習Ⅰ

2023年4月 - 2024年3月通年
産学連携演習Ⅱ

2023年4月 - 2024年3月通年
産学連携演習Ⅲ

2023年4月 - 2024年3月通年
核エネルギーシステム学講究 A

2023年4月 - 2024年3月通年
産学連携実習

2023年4月 - 2024年3月通年
Research Study in Industrial Fields

2023年4月 - 2024年3月通年
核エネルギーシステム学実験 A

2023年4月 - 2024年3月通年
エネルギー科学卒業研究

2023年4月 - 2024年3月通年
課題集約演習

2023年4月 - 2024年3月通年
核エネルギーシステム学研究計画演習 A

2023年4月 - 2024年3月通年
工学倫理（Ⅲ群）

2023年4月 - 2023年9月前期
工学倫理（Ⅵ群）

2023年4月 - 2023年9月前期
量子理工学演習Ⅱ

2023年4月 - 2023年9月前期
データ解析概論

2023年4月 - 2023年9月前期
データ解析概論

2023年4月 - 2023年9月前期
原子力工学概論

2023年4月 - 2023年9月前期
量子物理工学演習Ⅱ

2023年4月 - 2023年9月前期
原子炉システム工学Ⅰ

2023年4月 - 2023年6月春学期
量子物理工学A

2023年4月 - 2023年6月春学期
原子炉物理学Ⅱ

2022年12月 - 2023年2月冬学期
教養の放射線科学と原子力Ⅱ

2022年12月 - 2023年2月冬学期
連続体力学

2022年12月 - 2023年2月冬学期
Nuclear Reactor System Engineering

2022年10月 - 2023年3月後期
量子物理工学演習Ⅰ

2022年10月 - 2023年3月後期
原子炉物理学

2022年10月 - 2023年3月後期
量子理工学演習Ⅲ

2022年10月 - 2023年3月後期
原子炉物理学Ⅰ

2022年10月 - 2022年12月秋学期
教養の放射線科学と原子力Ⅰ

2022年10月 - 2022年12月秋学期
原子炉システム工学Ⅱ

2022年6月 - 2022年8月夏学期
Research Study in Industrial Fields

2022年4月 - 2023年3月通年
核エネルギーシステム学研究計画演習 A

2022年4月 - 2023年3月通年
核エネルギーシステム学実験 A

2022年4月 - 2023年3月通年
核エネルギーシステム学発表演習 A

2022年4月 - 2023年3月通年
産学連携演習Ⅰ

2022年4月 - 2023年3月通年
産学連携演習Ⅱ

2022年4月 - 2023年3月通年
産学連携演習Ⅲ

2022年4月 - 2023年3月通年
核エネルギーシステム学講究 A

2022年4月 - 2023年3月通年
産学連携実習

2022年4月 - 2023年3月通年
原子炉システム工学Ⅱ

2022年4月 - 2022年9月前期
原子力工学概論

2022年4月 - 2022年9月前期
量子理工学演習Ⅱ

2022年4月 - 2022年9月前期
量子理工学演習Ⅱ

2022年4月 - 2022年9月前期
工学倫理（Ⅲ群）

2022年4月 - 2022年6月春学期
量子物理工学A

2022年4月 - 2022年6月春学期
原子炉システム工学Ⅰ

2022年4月 - 2022年6月春学期
量子物理工学A

2022年4月 - 2022年6月春学期
原子炉システム工学Ⅰ

2022年4月 - 2022年6月春学期
量子物理工学A

2022年4月 - 2022年6月春学期
工学倫理（Ⅵ群）

2022年4月 - 2022年6月春学期
教養の放射線科学と原子力Ⅱ

2021年12月 - 2022年2月冬学期
原子炉物理学Ⅱ

2021年12月 - 2022年2月冬学期
Nuclear Reactor System Engineering

2021年10月 - 2022年3月後期
原子炉物理学

2021年10月 - 2022年3月後期
量子理工学演習Ⅲ

2021年10月 - 2022年3月後期
量子理工学演習Ⅰ

2021年10月 - 2022年3月後期
教養の放射線科学と原子力Ⅰ

2021年10月 - 2021年12月秋学期
量子物理工学A

2021年10月 - 2021年12月秋学期
原子炉物理学Ⅰ

2021年10月 - 2021年12月秋学期
量子物理工学A

2021年10月 - 2021年12月秋学期
原子炉システム工学Ⅱ

2021年6月 - 2021年8月夏学期
原子物理学

2021年6月 - 2021年8月夏学期
Research Study in Industrial Fields

2021年4月 - 2022年3月通年
核エネルギーシステム学研究計画演習 A

2021年4月 - 2022年3月通年
核エネルギーシステム学実験 A

2021年4月 - 2022年3月通年
核エネルギーシステム学発表演習 A

2021年4月 - 2022年3月通年
産学連携演習Ⅰ

2021年4月 - 2022年3月通年
産学連携演習Ⅱ

2021年4月 - 2022年3月通年
産学連携演習Ⅲ

2021年4月 - 2022年3月通年
産学連携実習

2021年4月 - 2022年3月通年
量子理工学演習Ⅱ

2021年4月 - 2021年9月前期
原子炉システム工学Ⅰ

2021年4月 - 2021年6月春学期
工学倫理（Ⅵ群）

2021年4月 - 2021年6月春学期
工学倫理（Ⅲ群）

2021年4月 - 2021年6月春学期
原子炉物理学Ⅱ

2020年12月 - 2021年2月冬学期
Nuclear Reactor System Engineering

2020年10月 - 2021年3月後期
量子理工学演習Ⅲ

2020年10月 - 2021年3月後期
量子理工学演習Ⅰ

2020年10月 - 2021年3月後期
原子炉物理学

2020年10月 - 2021年3月後期
原子炉物理学Ⅰ

2020年10月 - 2020年12月秋学期
原子物理学

2020年6月 - 2020年8月夏学期
原子物理学

2020年6月 - 2020年8月夏学期
原子炉システム工学Ⅱ

2020年6月 - 2020年8月夏学期
Research Study in Industrial Fields

2020年4月 - 2021年3月通年
核エネルギーシステム学研究計画演習 A

2020年4月 - 2021年3月通年
核エネルギーシステム学実験 A

2020年4月 - 2021年3月通年
核エネルギーシステム学発表演習 A

2020年4月 - 2021年3月通年
産学連携演習Ⅰ

2020年4月 - 2021年3月通年
産学連携演習Ⅱ

2020年4月 - 2021年3月通年
産学連携演習Ⅲ

2020年4月 - 2021年3月通年
産学連携実習

2020年4月 - 2021年3月通年
量子理工学演習Ⅱ

2020年4月 - 2020年9月前期
原子力工学概論Ⅰ

2020年4月 - 2020年6月春学期
原子炉システム工学Ⅰ

2020年4月 - 2020年6月春学期
原子炉物理学Ⅱ

2019年12月 - 2020年2月冬学期
原子炉物理学Ⅱ

2019年12月 - 2020年2月冬学期
量子理工学演習Ⅲ

2019年10月 - 2020年3月後期
原子炉物理学

2019年10月 - 2020年3月後期
Nuclear Reactor System Engineering

2019年10月 - 2020年3月後期
量子理工学演習Ⅰ

2019年10月 - 2020年3月後期
原子炉物理学Ⅰ

2019年10月 - 2019年12月秋学期
原子炉物理学Ⅰ

2019年10月 - 2019年12月秋学期
原子炉システム工学Ⅱ

2019年6月 - 2019年8月夏学期
原子炉システム工学Ⅱ

2019年6月 - 2019年8月夏学期
核エネルギーシステム学発表演習 A

2019年4月 - 2020年3月通年
核エネルギーシステム学研究計画演習 A

2019年4月 - 2020年3月通年
核エネルギーシステム学実験 A

2019年4月 - 2020年3月通年
原子炉システム工学Ⅰ

2019年4月 - 2019年6月春学期
原子炉システム工学Ⅰ

2019年4月 - 2019年6月春学期
エネルギｰ量子工学基礎

2018年10月 - 2019年3月後期
原子炉物理学

2018年10月 - 2019年3月後期
Nuclear Reactor System Engineering

2018年10月 - 2019年3月後期
原子炉システム工学Ⅱ

2018年6月 - 2018年8月夏学期
核エネルギーシステム学講究 A

2018年4月 - 2019年3月通年
核エネルギーシステム学研究計画演習 A

2018年4月 - 2019年3月通年
核エネルギーシステム学実験 A

2018年4月 - 2019年3月通年
核エネルギーシステム学発表演習 A

2018年4月 - 2019年3月通年
原子力工学概論

2018年4月 - 2018年9月前期
原子炉システム工学Ⅰ

2018年4月 - 2018年6月春学期
原子炉物理学

2017年10月 - 2018年3月後期
Nuclear Reactor System Engineering

2017年10月 - 2018年3月後期
エネルギー量子工学基礎

2017年10月 - 2018年3月後期
Nuclear Reactor System Engineering

2017年10月 - 2018年3月後期
量子理工学演習Ⅰ

2017年10月 - 2018年3月後期
量子理工学演習Ⅲ

2017年10月 - 2018年3月後期
原子炉システム工学Ⅱ

2017年6月 - 2017年8月夏学期
Laboratory and Presentation for Nuclear Energy SystemsⅠ

2017年4月 - 2018年3月通年
エネルギー量子工学研究企画演習

2017年4月 - 2018年3月通年
エネルギー量子工学指導演習

2017年4月 - 2018年3月通年
エネルギー量子工学特論

2017年4月 - 2018年3月通年
Res. Plan. on Appl. Quantum Physics and Nuclear Engineering

2017年4月 - 2018年3月通年
Teach.Practice in Appl.QuantumPhysics and NuclearEngineering

2017年4月 - 2018年3月通年
Adv. Topics of Appl. Quantum Physics and Nuclear Engineering

2017年4月 - 2018年3月通年
核エネルギーシステム学実験 A

2017年4月 - 2018年3月通年
Nuclear Energy Systems LaboratoryⅠ

2017年4月 - 2018年3月通年
核エネルギーシステム学発表演習 A

2017年4月 - 2018年3月通年
原子炉工学概論

2017年4月 - 2017年9月前期
原子力工学概論

2017年4月 - 2017年9月前期
原子炉システム工学Ⅰ

2017年4月 - 2017年6月春学期
原子炉物理

2016年10月 - 2017年3月後期
量子理工学演習Ⅲ

2016年10月 - 2017年3月後期
Nuclear Reactor System Engineering

2016年10月 - 2017年3月後期
原子炉システム工学Ⅰ

2016年4月 - 2016年9月前期
原子炉工学概論

2016年4月 - 2016年9月前期
原子炉システム工学Ⅱ

2016年4月 - 2016年9月前期
原子炉物理

2015年10月 - 2016年3月後期
量子理工学演習Ⅰ

2015年10月 - 2016年3月後期
Nuclear Reactor System Engineering

2015年10月 - 2016年3月後期
原子炉工学概論

2015年4月 - 2015年9月前期

▼全件表示

FD参加状況

2022年3月役割：参加名称：メンタルヘルス講演会

主催組織：全学
2020年5月役割：参加名称：オンサイト授業 vs. オンライン授業：分かったこと，変わったこと

主催組織：部局
2019年11月役割：参加名称：メンタルヘルス講演会

主催組織：全学
2019年3月役割：参加名称：平成３３年度入学者選抜改革【一般選抜における主体性等評価について】

主催組織：全学
2018年6月役割：参加名称：平成33年度入学者選抜改革【九州大学新入試QUBE】～各学部での検討に向けた情報提供～

主催組織：全学
2018年1月役割：参加名称：M2B（みつば）学習支援システム講習会および研究分析ツール「SciVal」及び研究者プロファイリングツール「Pure」に関する説明会（応用編）

主催組織：部局
2017年8月役割：参加名称：本格的な共同研究に向けた取組み／東北大学工学研究科・工学部の現状と課題

主催組織：部局
2017年2月役割：参加名称：QRECの教育プログラムの活用法

主催組織：部局
2016年10月役割：参加名称：九州大学における男女共同参画の取り組み

主催組織：部局
2016年8月役割：参加名称：ELITEプログラム研修報告

主催組織：部局
2016年6月役割：参加名称：ハラスメント防止のための研修会

主催組織：部局
2016年1月役割：参加名称：アイソトープ統合安全管理センターFD　国際規制物質の利用に関する教育講習会

主催組織：部局
2016年1月役割：参加名称：東京工業大学の教育改革

主催組織：部局
2015年11月役割：参加名称：第3回全学FD　自殺防止メンタルヘルス研修会　大学全体で行う自殺防止対策の実践に向けて

主催組織：全学
2015年4月役割：参加名称：新任教員の研修

主催組織：全学
2015年4月役割：参加名称：九州大学の国際戦略

主催組織：全学

▼全件表示

その他教育活動及び特記事項

2024年学友会・同好会等の指導九大フィルハーモニーオーケストラ

　詳細を見る

顧問
2023年学友会・同好会等の指導九大フィルハーモニーオーケストラ

　詳細を見る

顧問
2022年学友会・同好会等の指導九大フィルハーモニーオーケストラ

　詳細を見る

顧問
2020年その他特記事項令和２年度原子力規制人材育成事業「多角的思考力の要請と規制を加味した九州大学カリキュラムの充実」事業代表者

　詳細を見る

令和２年度原子力規制人材育成事業「多角的思考力の要請と規制を加味した九州大学カリキュラムの充実」事業代表者
2019年その他特記事項平成31年度原子力規制人材育成事業「多角的思考力の要請と規制を加味した九州大学カリキュラムの充実」事業代表者

　詳細を見る

平成31年度原子力規制人材育成事業「多角的思考力の要請と規制を加味した九州大学カリキュラムの充実」事業代表者
2018年その他特記事項平成30年度原子力規制人材育成事業「多角的思考力の要請と規制を加味した九州大学カリキュラムの充実」事業代表者

　詳細を見る

平成30年度原子力規制人材育成事業「多角的思考力の要請と規制を加味した九州大学カリキュラムの充実」事業代表者
2017年その他特記事項平成29年度原子力規制人材育成事業「多角的思考力の要請と規制を加味した九州大学カリキュラムの充実」事業代表者

　詳細を見る

平成29年度原子力規制人材育成事業「多角的思考力の要請と規制を加味した九州大学カリキュラムの充実」事業代表者
2017年その他特記事項韓国淑明女子大学校のセミナーにおいて、日本及び世界のエネルギー及び原子力利用についての講演と討論

　詳細を見る

韓国淑明女子大学校のセミナーにおいて、日本及び世界のエネルギー及び原子力利用についての講演と討論

▼全件表示

社会貢献活動

放射線に関する講演と実験

那珂川市立那珂川北中学校 2024年9月
エネルギー・環境教育に関する意見交換会講師

役割：講師

九州経済連合会　九州エネルギー問題懇話会 2024年8月
マイナビ進学ライブでの霧箱の紹介と講義（鹿児島、別府、熊本、福岡）

役割：講師

マイナビマイナビ進学イベント 2024年7月
電気主任技術者会第107回総会でのエネルギーに関する講演

電気主任技術者会埼玉県さいたま市 2024年6月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
鹿児島県原子力防災訓練での放射線に関する基礎知識と原子力災害時の対応についての講演

電源地域振興センター鹿児島県阿久根市 2024年2月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
福岡県消防学校での放射線防護に関する講義と実習

福岡県消防学校福岡県嘉麻市 2023年12月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：セミナー・ワークショップ
電気主任技術者会令和5年度施設研修会でのエネルギーに関する講演

電気主任技術者会鹿児島県鹿児島市 2023年11月

　詳細を見る

種別：講演会

researchmap
長崎県消防学校での放射線防護に関する講演と実習

長崎県消防学校長崎県大村市 2023年10月

　詳細を見る

種別：講演会

researchmap
九州大学同窓会東京九機械総会での高温ガス炉に関する講演

役割：講師

東京九機会東京都千代田区 2023年9月

　詳細を見る

種別：講演会

researchmap
マイナビ進学ライブでの霧箱の紹介と講義（鹿児島、別府、熊本、福岡）

マイナビ 2023年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
放射線に関する講義及び実験

沖縄県竹富町立大原中学校 2023年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
マイナビ進学ライブでの霧箱の紹介と講義（鹿児島、別府、熊本、福岡）

マイナビ 2023年7月

　詳細を見る

種別：セミナー・ワークショップ

researchmap
エネルギーに関する講演

熊本県立東陵高校 2023年6月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
エネルギーに関する講演会

株式会社新出光鹿児島県鹿児島市 2023年4月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
エネルギーに関する講演会

古河電工福岡県福岡市 2023年3月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：セミナー・ワークショップ
エネルギーに関する講演会

日本建築材料協会九州支部福岡県福岡市 2022年12月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
エネルギーに関する授業

長崎県立五島高校 2022年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
放射線に関する講義及び実験

福岡県立明善高等学校 2022年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
出前講義

島根県立出雲高等学校 2022年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
エネルギーに関する授業

長崎県立五島高校 2022年7月

　詳細を見る

種別：セミナー・ワークショップ

researchmap
福岡エレコン交流会総会での講演

福岡エレコン交流会福岡県福岡市 2022年5月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
長崎県工業連合会令和4年度定期総会講演

長崎県工業連合会長崎県佐世保市 2022年5月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
長崎県工業連合会令和4年度定期総会講演

長崎県工業連合会長崎県佐世保市 2022年5月

　詳細を見る

種別：講演会

researchmap
福岡エレコン交流会総会での講演

福岡エレコン交流会福岡県福岡市 2022年5月

　詳細を見る

種別：講演会

researchmap
長崎県工業連合会全体交流会でのカーボンニュートラルに関する講演

長崎県工業連合会長崎県長崎市 2021年12月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
私たちの社会とエネルギーの現在と将来に向けての講演

福岡県立筑紫丘高等学校 2021年12月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
長崎県工業連合会全体交流会でのカーボンニュートラルに関する講演

長崎県工業連合会長崎県長崎市 2021年12月

　詳細を見る

種別：講演会

researchmap
私たちの社会とエネルギーの現在と将来に向けての講演

福岡県立筑紫丘高等学校 2021年12月

　詳細を見る

種別：セミナー・ワークショップ

researchmap
福岡女性管理職・リーダのためのオンライン勉強会での講演

株式会社ビスネットオンライン 2021年9月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
出前講義

熊本県立八代高等学校 2021年9月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
福岡女性管理職・リーダのためのオンライン勉強会での講演

株式会社ビスネットオンライン 2021年9月

　詳細を見る

種別：講演会

researchmap
エネルギーと環境についての講演

西日本政経懇話会福岡県北九州市小倉北区 2021年4月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
エネルギーと環境についての講演

西日本政経懇話会福岡県久留米市 2021年4月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
エネルギーと環境についての講演

西日本政経懇話会福岡県飯塚市 2021年2月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
エネルギーと環境についての講演

西日本政経懇話会福岡県大牟田市 2021年1月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
低炭素電源としての原子力についての講演

電気設備学会九州支部福岡県福岡市 2020年12月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
低炭素電源としての原子力についての講演

電気設備学会九州支部福岡県福岡市 2020年12月

　詳細を見る

種別：講演会

researchmap
私たちの生活とエネルギーについての講演

福岡市立玄界中学校 2020年11月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
エネルギー消費と環境についての講演

有明工業高等専門学校 2020年11月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
私たちの生活とエネルギーについての講演

福岡市立玄界中学校 2020年11月

　詳細を見る

種別：セミナー・ワークショップ

researchmap
エネルギー消費と環境についての講演

有明工業高等専門学校 2020年11月

　詳細を見る

種別：セミナー・ワークショップ

researchmap
スーパーサイエンスハイスクール講師

福岡県立城南高校 2020年10月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：その他
出前講義

島根県立松江北高等学校 2020年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
エネルギー政策に関する講義

長崎県立大学 2019年12月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
エネルギー政策に関する講義

長崎県立大学 2019年12月

　詳細を見る

種別：セミナー・ワークショップ

researchmap
出前講義

鹿児島県立鶴丸高校 2019年11月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
エネルギーに関する講演

大分県立安心院高等学校 2019年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
スーパーサイエンスハイスクール講師

福岡県立城南高等学校 2019年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：その他
エネルギーと環境に関する講演

大分県立鶴崎工業高校 2018年12月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
放射線に関する講演と実験

北九州工業高等専門学校 2018年12月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
放射線に関する講演と実験

鹿児島県立古仁屋高等学校 2018年12月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
エネルギーと環境に関する講演

有明高専 2018年11月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
出前講義

明治学園中学高等学校 2018年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
出前講義

宮崎県立延岡高等学校 2018年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
日本のエネルギーの現状と課題

九電福岡商友会福岡県福岡市 2018年4月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
日本のエネルギーの現状と課題

愛知時計電機株式会社LPガス事業者研修会福岡県福岡市 2018年3月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
放射線に関する講義と演習

北九州工業高等専門学校 2017年12月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
放射線に関する講義と演習

北九州工業高等専門学校 2017年12月

　詳細を見る

種別：セミナー・ワークショップ

researchmap
佐賀県原子力防災訓練での講師

佐賀県佐賀県みやき町 2017年9月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：講演会
出前講義

愛媛県立松山東高校 2017年9月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
第47回サイエンスカフェ福岡での講師

公益財団法人九州経済調査会福岡県福岡市 2017年6月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：その他
スーパーサイエンスハイスクール講師

福岡県立城南高等学校 2017年6月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：その他
第47回サイエンスカフェ福岡での講師

公益財団法人九州経済調査会福岡県福岡市 2017年6月

　詳細を見る

種別：その他

researchmap
放射線とエネルギーに関する講演

熊本高等専門学校 2016年11月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
放射線とエネルギーに関する講演

熊本高等専門学校 2016年11月

　詳細を見る

種別：セミナー・ワークショップ

researchmap
スーパーサイエンスハイスクール講師

福岡県立城南高等学校 2016年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：その他
エネルギーと放射線に関する講演

熊本高等専門学校 2015年12月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：セミナー・ワークショップ
佐賀県原子力防災訓練での講師

佐賀県佐賀県有田町 2015年11月

　詳細を見る

対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

種別：その他
スーパーサイエンスハイスクール講師

福岡県立城南高校 2015年7月

　詳細を見る

対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

種別：その他

▼全件表示

政策形成、学術振興等への寄与活動

2023年2月 - 2024年3月資源エネルギー庁

高温ガス炉実証炉開発事業に係る評価委員
2022年10月 - 2023年10月 American Nuclear Society

ANS working group member for ANSI/ANS standard titled “Initial Fuel Loading and Startup Tests for FOAK Advanced Reactors (ANSI/ANS-19.13-2023)”.
2021年7月 - 2022年3月佐賀県

玄海原子力発電所の再稼働に関して広く意見を聴く委員会原子力安全専門部会委員
2020年8月 - 2020年9月アカデミーオブフィンランド

フィンランドフラッグシッププログラム2020 審査員
2017年4月 - 2025年4月日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター

日本原子力研究開発機構研究嘱託

海外渡航歴

1996年3月 - 1997年3月

滞在国名1：ドイツ連邦共和国滞在機関名1：Forschungszentrum Juelich

学内運営に関わる各種委員・役職等

2023年4月 - 2025年3月学部工学部学務委員
2023年4月 - 2025年3月学部エネルギー科学科学科長
2022年4月 - 2024年3月センター核燃料物質取扱施設運営委員会委員
2022年4月 - 2023年3月学府エネルギー科学科副学科長
2021年4月 - 2025年3月全学九州大学放射線等障害防止委員会委員
2021年4月 - 2023年3月全学九州大学核燃料物質管理専門部会委員
2020年4月 - 2024年3月学府工学府学務委員
2019年4月 - 2021年3月学部工学部入学試験委員会委員
2017年4月 - 2018年3月部門エネルギー量子工学部門部門長
2016年4月 - 現在全学放射線等障害防止委員会核燃料物質管理専門部会委員
2016年4月 - 現在学部工学部核燃料計量管理責任者
2016年4月 - 2018年3月研究院工学部等放射線安全委員会委員
2015年4月 - 2017年3月部門教務委員

▼全件表示