2024/10/04 更新

お知らせ

 

写真a

リュウ　ウェイ
劉 維
LIU WEI
所属
工学研究院 エネルギー量子工学部門 准教授
未来人材育成機構 （併任）
工学研究院 附属環境工学研究教育センター（併任）
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）
職名
准教授
連絡先
メールアドレス
電話番号
0928023507
プロフィール
福島事故の影響で原子力エネルギーをめぐる情勢は大きく転換点を迎えている．核分裂エネルギー源としての原子力システムのさらなる安全性の確保と新型先進的な原子炉システムの開発が要求されている。特に、受動的な機能を安全設備に積極的に導入する多くの第三代軽水炉や将来型軽水炉を安全で信頼性の高いものにするためには、また、環境適合性の高い原子炉システムを実現するためには、炉心の熱設計やシステム全体に渡った事故時の安全性評価において、エアロゾル輸送の評価や多次元的な二相流の伝熱流動特性のモデル化及び解法の確立が必要である．このため、基礎的な物理機構の解明に基づいた「相変化を含む気液二相流の伝熱流動」についての研究、教育および社会活動を行っている。
ホームページ
外部リンク

学位

  • 博士（工学） （ 2000年3月   筑波大学 ）

  • 工学学士（上海交通大学） （ 1992年7月 ）

経歴

  • 日本原子力研究開発機構 研究員、研究副主幹、研究主幹

    日本原子力研究開発機構　研究員、研究副主幹、研究主幹　2002.4-2017.2

    2002年4月 - 2017年2月

    　 詳細を見る

    国名：日本国

  • 佐賀大学　 JSPS特別研究員　

    2000年4月 - 2002年3月

研究テーマ・研究キーワード

  • 研究テーマ：強制流動サブクール沸騰限界熱流束の発生メカニズムに関する実験的研究

    研究キーワード：強制流動サブクール沸騰, 限界熱流束, 発生メカニズム, 実験研究

    研究期間： 2023年4月

  • 研究テーマ：エアロゾル移行挙動に関する研究

    研究キーワード：エアロゾル、輸送、メカニズム、原子力プラント

    研究期間： 2020年4月

  • 研究テーマ：沸騰及び限界熱流束に関する解析手法の開発

    研究キーワード：沸騰、限界熱流束、シミュレーション

    研究期間： 2019年11月 - 2023年3月

  • 研究テーマ：高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する液体燃料集合体型デバイスの開発

    研究キーワード：高速炉、炉心損傷事故防止、液体燃料集合体型デバイス

    研究期間： 2019年11月 - 2023年3月

  • 研究テーマ：低温排水からの蒸発湿分活用による高温空気生成システムの開発

    研究キーワード：高温空気生成、フェーン、低温廃水利用

    研究期間： 2019年11月 - 2022年3月

  • 研究テーマ：狭隘流路における伝熱流動に関する研究

    研究キーワード：気液二相流、伝熱、流動、沸騰、圧力損失

    研究期間： 2017年4月 - 2021年3月

受賞

  • 原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ 若手表彰

    2013年2月   科学技術振興機構  

    　詳細を見る

    沸騰機構解明のための伝熱面温度・熱流束同時計測技術の開発研究

  • 理事長表彰 研究開発功績賞

    2006年10月   日本原子力研究開発機構  

    　詳細を見る

    “計算科学的手法による機構論的炉心熱設計手法の開発”

  • 優秀講演賞

    2004年10月   日本原子力学会熱流動部会  

    　詳細を見る

    “稠密格子体系用改良限界出力相関式”、2004年日本原子力学会春の大会

  • 優秀講演表彰

    1999年10月   日本機械学会動力エネルギーシステム部門  

    　詳細を見る

    A Parametric Study from Mechanism Model for the Critical Heat Flux of Subcooled Flow Boiling”、7th international conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), Tokyo, (1999年 4月)

論文

  • Post-dryout heat transfer in circular tubes using R-134a: experiment and correlation assessment 査読 国際共著 国際誌

    Köckert, L; Liu, W; Cheng, X

    HEAT AND MASS TRANSFER   60 ( 8 )   1453 - 1466   2024年8月   （ ISSN:0947-7411 eISSN:1432-1181 ）

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1007/s00231-024-03498-5

    Web of Science

  • Development of a new semi-mechanistic wall boiling heat transfer model for CFD methodology focusing on macroscopic parameters 査読 国際共著 国際誌

    Zhang, X; Cheng, X; Liu, W

    INTERNATIONAL JOURNAL OF HEAT AND MASS TRANSFER   224   2024年6月   （ ISSN:0017-9310 eISSN:1879-2189 ）

    　詳細を見る

    担当区分：最終著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：International Journal of Heat and Mass Transfer  

    Accurate prediction of flow boiling heat transfer is prominently dependent on the modeling of wall heat flux partitioning. In this paper, a new wall boiling heat transfer model was developed for three-dimensional Computational Fluid Dynamics (CFD) code to predict the wall heat flux and wall temperature. The proposed model partitioned the wall heat flux into convective heat flux and nucleate boiling heat flux, which were further modified by two correction factors. The key feature is that the new wall boiling heat transfer model was derived from bubble growth mechanism, incorporating reasonable assumptions, and each parameter within the model was calculated based on local physical properties and macroscopic parameters at the cell level. On this basis, the new wall boiling heat transfer model was coupled into ANSYS-Fluent and validated against various public experiments as well as the KIMOF experiments conducted under different conditions. Simulation results indicated that the proposed model could predict reasonable results for wall temperature and cross-section average void fraction. Finally, a comprehensive investigation was carried out to assess the sensitivity of the computational grids and the coefficients introduced in the new model.

    DOI： 10.1016/j.ijheatmasstransfer.2024.125309

    Web of Science

    Scopus

  • CFD simulation on droplet behaviour in post-dryout region 査読 国際共著 国際誌

    Xia, ZH; Cheng, X; Liu, W

    KERNTECHNIK   89 ( 2 )   124 - 132   2024年4月   （ ISSN:0932-3902 eISSN:2195-8580 ）

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Kerntechnik  

    The investigation on heat transfer in post-dryout region is of great significance to determine the maximum wall temperature when dryout occurs. In this paper, the superheated vapor is considered as Eulerian continuous phase. With DPM (Discrete Particle Method) in the ASNSYS Fluent, droplets will be tracked with Lagrangian method. Heat, momentum and mass are exchanged between the two phases inside Eulerian control volumes. The stochastic tracking is included to investigate the effect of turbulence in the continuous phase on the droplet motion. The results show that the wall temperature profile differs a lot under different initial droplet sizes. By summary of the droplet evaporation rate, it’s found that less than 2 % evaporation happens directly on the wall surface, while evaporation mostly happens in the vapor layer near the wall.

    DOI： 10.1515/kern-2023-0052

    Web of Science

    Scopus

  • Investigations on aerosol transport and deposition behavior during severe reactor accident 査読 国際共著 国際誌

    Hosan, MI; Takanishi, K; Morita, K; Liu, W; Cheng, X

    Mechanical Engineering Journal   11 ( 2 )   23-00423 - 23-00423   2024年   （ ISSN:2187-9745 eISSN:21879745 ）

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：一般社団法人 日本機械学会  

    DOI： 10.1299/mej.23-00423

    Web of Science

    CiNii Research

  • EXPERIMENTAL STUDY ON ACCIDENT SOURCE TERMS TRANSPORT AND DEPOSITION BEHAVIOR IN NUCLEAR POWER PLANTS 査読 国際共著 国際誌

    Hosan Md. Iqbal, Koga Mizuki, Kakoi Akihiro, Morita Koji, Liu Wei, Cheng Xu

    The Proceedings of the International Conference on Nuclear Engineering (ICONE)   2023.30 ( 0 )   1806   2023年   （ eISSN:24242934 ）

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）   出版者・発行元：The Japan Society of Mechanical Engineers  

    <p>Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident resulted in a core meltdown, releasing a large amount of radioactive materials into the environment. This accident has reconfirmed the necessity and importance of the further in-depth development of core damage assessment technology (Level 2 PSA). In order to advance the core damage assessment technology, it is necessary to establish a source term migration assessment method through leak paths. We have started basic studies on the fission product (FP) migration behavior through leak paths, aiming to develop an evaluation method for aerosol transport based on transport mechanisms. In this paper, we will report basic decontamination factor (DF) data in narrow circular channels that simulate leak paths through containment vessel (CV) and reactor building. An experimental line is set up, and the experiments are performed under conditions simulate the environmental and flow conditions in the CV penetrations and failure locations at severe accident (SA). The tests are conducted to find the effects of flow path size and particle size on the DFs. DFs are derived from the experimental measurement of the aerosol concentrations at the inlet and outlet of the test sections. The obtained experimental DFs were compared with the existing models developed for aerosol deposition, considering the particle size distributions.</p>

    DOI： 10.1299/jsmeicone.2023.30.1806

    CiNii Research

  • Experimental Study on Aerosol Migration Behavior in Rectangular Penetrations 査読 国際誌

    M. Koga, K. Morita, W. Liu, T. Matsumoto, K. Takanishi, K. Nakamura, T. Kanai

    12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety, N12P1042   2022年10月

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

    researchmap

  • On Mechanistic Prediction of Critical Heat Flux for Nuclear Power Plants (5) Mechanistic Models for Critical Heat Flux Prediction in Subcooled Flow boiling 査読 国際誌

    W. Liu

    12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety, N12E1048   2022年10月

    　詳細を見る

    担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

    researchmap

  • FLOW CHARACTERISTICS IN RECTANGULAR MICRO-CHANNELS WITH HIGH ASPECT RATIOS 査読 国際誌

    Wei Liu, Kazuya Gotou, Akihiro Endo, Tsutaya Matumoto and Koji Morita

    The 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19), 35887   2022年3月

    　詳細を見る

    担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

    researchmap

  • Development of a simplified one-dimensional CDA bubble model 査読 国際誌

    Zou, ZR; Liu, W; Morita, K

    ANNALS OF NUCLEAR ENERGY   204   2024年9月   （ ISSN:0306-4549 eISSN:1873-2100 ）

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Annals of Nuclear Energy  

    Sodium-cooled fast reactors (SFRs) have high safety with an extremely low probability of a core disruptive accident (CDA). However, from a defense-in-depth perspective, the CDA sequence is still worth studying. Severe accidents in SFRs, such as unprotected loss of flow, might lead to a CDA during which fuel and some fission products could be instantly released from a large CDA bubble through potential leak paths in the top shield structure. Therefore, a reasonable prediction of dynamic behavior of a large-scale bubble within the sodium pool is vital for accurately evaluating the migration of source terms. In this study, we propose a simplified one-dimensional CDA bubble model that can handle heat and mass transfer in two-phase multicomponent materials in different computational domains during the rising of bubbles through the sodium pool toward the cover-gas region. In this model, an entrainment model based on the Rayleigh–Taylor instability and Kelvin–Helmholtz instability was used to explain the coolant entrainment through the gas/liquid boundary and jet fragmentation. The model also addresses the mitigation effect of non-condensable gases on the condensation of fuel, steel and sodium vapor at bubble interface. We evaluated the model using a past experiment on the expansion of a two-phase, large bubble with high pressure in a stagnant liquid pool conducted by Purdue University in the late 1970 s using a 1/7-scale model of Clinch River Breeder Reactor. Good agreement with the experimental data demonstrates that the developed model can reasonably represent the essential characteristics of dynamic behavior of a large, high-pressure bubble with heat and mass transfer in two-phase multicomponent materials. This is valuable for evaluating the migration of the source terms, which will be carried out in future studies.

    DOI： 10.1016/j.anucene.2024.110567

    Web of Science

    Scopus

  • Development of a simplified one-dimensional CDA bubble model for source term evaluation 招待 査読 国際誌

    Zeren Zou, Koji Morita, Wei Liu

    Proceedings of the 30th International Conference on Nuclear Engineering ICONE30 May21-26, 2023   ICONE30- 1048   2023年5月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

    researchmap

  • Development of a Passive Reactor Shutdown Device to Prevent Core Disruptive Accidents in Fast Reactors: A Preliminary Study 査読 国際誌

    Morita, K; Liu, W; Arima, T; Arita, Y; Sato, I; Matsuura, H; Sekio, Y; Sagara, H; Kawashima, M

    JOURNAL OF NUCLEAR ENGINEERING AND RADIATION SCIENCE   9 ( 2 )   2023年3月   （ ISSN:2332-8983 eISSN:2332-8975 ）

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science  

    Abstract

    Following the Fukushima Nuclear Power Plant accident in 2011, it has become increasingly important for reactor safety designs to consider measures that can prevent the occurrence of severe accidents. This report proposes a novel subassembly-type passive reactor shutdown device that expands the diversity and robustness of core disruptive accident (CDA) prevention strategies for sodium-cooled fast reactors. The developed device contains pins with a fuel material that is in the solid state during normal operation but melts into a liquid when the temperature exceeds a certain value (i.e., during a potential accident). When an unprotected loss of flow (ULOF) or unprotected transient overpower (UTOP) accident occurs, the device can passively provide significant negative reactivity by rapidly transferring liquefied device fuel into the lower plenum region of the pins via gravitation alone. The reactors containing some of the proposed devices in place of original fuel subassemblies become subcritical before the driver fuels are damaged, even if ULOF or UTOP transient events occur. The present study evaluates candidate materials for device fuels (e.g., metallic alloy, chloride), optimal device pin structures for liquefied fuel relocation, and nuclear and thermal-hydraulic characteristics of the device-loaded core under accident conditions to demonstrate the engineering applicability of the proposed device. This report discusses preliminary results regarding the nuclear requirements for inducing negative reactivity to achieve reactor shutdown under the expected device conditions during an accident.

    DOI： 10.1115/1.4056834

    Web of Science

    Scopus

    researchmap

  • Development of a Passive Reactor Shutdown Device to Prevent Core Disruptive Accidents in Fast Reactors: A Study on Device Specifications 査読 国際誌

    Morita, K; Liu, W; Arima, T; Arita, Y; Sato, I; Matsuura, H; Sekio, Y; Sagara, H; Kawashima, M

    JOURNAL OF NUCLEAR ENGINEERING AND RADIATION SCIENCE   9 ( 4 )   2023年3月   （ ISSN:2332-8983 eISSN:2332-8975 ）

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science  

    Abstract

    A new subassembly type passive reactor shutdown device is proposed to expand the diversity and robustness of core disruptive accident prevention measures for sodium-cooled fast reactors (SFRs). The device contains pins with a fuel material that is in a solid state during normal operation but melts and fluidizes during an unprotected loss of flow (ULOF) or unprotected transient overpower (UTOP) accident. By rapidly transferring the liquefied device fuel into the lower plenum region of the pins via gravitation alone, the device passively provides high negative reactivity to the core. This study evaluated the nuclear and thermal properties of the device subassembly with metallic fuel to determine the device specifications for proper device operation during ULOF and UTOP accidents. The results of the transient analysis of the ULOF initiating phase in a 750-MWel-class mixed-oxide-fueled SFR core confirmed that a conventional homogeneous core maintains stable cooling of the core before coolant boiling in the driver fuel subassemblies. In contrast, the negative reactivity required to terminate the event by device operation was slightly higher in the low sodium void reactivity core than in the conventional homogeneous core.

    DOI： 10.1115/1.4056854

    Web of Science

    Scopus

    researchmap

  • A LARGE-SCALE PARTICLE-BASED SIMULATION OF HEAT AND MASS TRANSFER BEHAVIOR IN EAGLE ID1 IN-PILE TEST 査読 国際誌

    Zhang Ting, Yao Yao, Morita Koji, Liu Xiaoxing, Liu Wei, Imaizumi Yuya, Kamiyama Kenji

    The Proceedings of the International Conference on Nuclear Engineering (ICONE)   2023.30 ( 0 )   1062   2023年   （ eISSN:24242934 ）

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）   出版者・発行元：The Japan Society of Mechanical Engineers  

    <p>The in-pile EAGLE ID1 test was conducted by Japan Atomic Energy Agency to demonstrate the effectiveness of the fuel assembly with an internal duct structure during a core disruptive accident in a sodium-cooled fast reactor. Post-test analysis using the SIMMER-III code are based on a multi-fluid model that uses empirical models in constitutive equations, making it difficult to accurately simulate multi-component, multi-phase flows with complex heat and mass transfer. In this study, a new computational fluid dynamics code based on the fully Lagrangian particle method was developed for the purpose of clarifying the failure mechanism of the inner duct wall of FAIDUS. The three-dimensional simulation of the ID1 test was performed to analyze a series of thermal hydraulic behaviors leading up to duct wall failure for a computational domain that included six fuel pins, i.e., 1/12.5 of the circumference of the test section. The simulations reasonably reproduced the heat transfer characteristics observed in the test, showing that the local contact of liquid steel with high thermal conductivity with the duct wall greatly enhances the heat transfer from the nuclear heating fuel to the duct wall. The present large-scale simulation produced the results that were essentially equivalent to those obtained in a smaller simulation system with three fuel pins in our previous work. The results support the validity of the conclusions of our analytical study regarding the molten pool-to-duct wall heat transfer mechanism that caused the thermal failure of the duct wall.</p>

    DOI： 10.1299/jsmeicone.2023.30.1062

    CiNii Research

  • DEVELOPMENT OF A SIMPLIFIED ONE-DIMENSIONAL CDA BUBBLE MODEL FOR SOURCE TERM EVALUATION 査読 国際誌

    Zou Zeren, Morita Koji, Liu Wei

    The Proceedings of the International Conference on Nuclear Engineering (ICONE)   2023.30 ( 0 )   1048   2023年   （ eISSN:24242934 ）

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）   出版者・発行元：The Japan Society of Mechanical Engineers  

    <p>The probability of core disruptive accident (CDA) occurrence in sodium-cooled fast reactors (SFRs) is considered extremely low. However, for further verifying the safety and reliability of SFRs, the CDA sequence is still worth studying. In a case of SFR’s severe accident, such as unprotected loss of flow (ULOF), the CDA may be triggered, and then fuel and some fission products (or called source terms) may be released instantaneously from a CDA bubble through the potential leak paths on the vessel top slab or released with a delay from boiling sodium pool after vessel melt-through, widely known as instantaneous and delayed source terms. Therefore, reasonable prediction of CDA bubble behavior is necessary to investigate instantaneous source terms migration in the vessel pool. In this study, a simplified one-dimensional CDA bubble model that includes the formulation of thermal-hydrodynamic behaviors of the bubble mixture rising through the sodium pool toward the cover-gas region is proposed. The model includes mass transfer processes such as the condensation of gas mixture on liquid fuel/steel/sodium and the bubble interface. In this model, droplet entrainment phenomena at bubble interface are modeled based on Rayleigh-Taylor instability and Kelvin-Helmholtz instability, and the effect of non-condensable gas on condensation process is also considered. To validate the developed model, a past experiment on the expansion of high-pressure bubble in a stagnant liquid pool conducted by Purdue University in the late 1970’s using a 1/7-scale model of Clinch River Breeder Reactor was analyzed. The results showed generally good agreement with measured data and demonstrate that the developed model can reasonably represent the essential characteristics of dynamic behaviors of a high-pressure large-size bubble with heat and mass transfer at the bubble interface. This supports subsequent calculations to carry out the migration of transient source terms in the future.</p>

    DOI： 10.1299/jsmeicone.2023.30.1048

    CiNii Research

  • DEVELOPMENT OF A PASSIVE REACTOR SHUTDOWN DEVICE TO PREVENT CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS IN FAST REACTORS: (2) A STUDY ON SELECTING CANDIDATE FUEL MATERIALS FOR THE BASIC DEVICE SPECIFICATIONS

    Sagara H., Kawashima M., Arita Y., Sato I., Matsuura H., Morita K., Liu W., Arima T., Sekio 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  

    Feasibility of a concept of innovative subassembly-type passive-reactor-shutdown device has been studied, targeting to strengthen safety-"diversity" and -"robustness" of measures to prevent core damage accidents in sodium-cooled fast reactors. We have investigated target measures to achieve inherent safety capability under unscrammed (Anticipated Transient without Scram; ATWS) events in a 750MWe class mixed oxide-fuel fast reactors. As the countermeasure to prevent occurrence of core disruptive accidents (CDAs), we have built a basic proposal of this passive device designs, taking into accounts for engineering restrictions to be required in some design phase. Two types of the devise subassembly are discussed in this work; one device utilizes metal-fuel-alloys and another device salt compound to meet required passive capability. In this study we have determined the basic specifications of device fuel materials for alloy-type Pu-U-Fe alloy and salt-type (U-Pu) Cl3, respectively. Ternary Pu-U-Zr alloy is selected for the candidate fuel materials used in the pre-heating pins placed within this device subassembly. Through the studies, it has been suggested that the effectiveness and applicability of U-Pu-Fe alloys and low-enriched U (LEU) -Fe alloys as device fuels span a wide range of fast reactors to enhance safety tolerances against CDAs.

    DOI： 10.1299/jsmeicone.2023.30.1811

    Scopus

  • DEVELOPMENT OF A PASSIVE REACTOR SHUTDOWN DEVICE TO PREVENT CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS IN FAST REACTORS: (1) SAFETY ANALYSIS OF DEVICE-LOADED CORES WITH DIFFERENT FUEL MATERIALS

    Morita K., Liu W., Arima T., Sato I., Matsuura H., Sekio Y., Arita Y., Sagara H., Kawashima M.

    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  

    A new subassembly-type passive reactor shutdown device has been proposed to expand the versatility and robustness of core disruptive accident prevention measures for sodium-cooled fast reactors (SFRs). This device can passively provide a large negative reactivity to the core by rapidly transferring the device fuel, which liquefies as the core temperature rises during an accident, to the lower plenum region of the device pins using only simple physical phenomena such as gravity falls. The fuel used in this device is assumed to be a metal alloy or chloride with the characteristics of fast reactor fuel and a relatively low melting point. In this study, the transient response analysis of the initiating phase during a typical unprotected loss of flow (ULOF) event was performed for a device loaded core of 750 MWe-class MOX fuel SFR, and the effect of different device fuel materials on the event termination was investigated. The results indicate that, no matter what device fuel material is used, it is expected to be possible to terminate the ULOF event without coolant sodium boiling in the core during the initiating phase of the event by replacing about 30 of the 286 fuel subassemblies in the core with device fuel subassemblies.

    DOI： 10.1299/jsmeicone.2023.30.1582

    Scopus

  • A 3D particle-based simulation of heat and mass transfer behavior in the EAGLE ID1 in-pile test 査読

    Zhang, T; Morita, K; Liu, XX; Liu, W; Kamiyama, K

    ANNALS OF NUCLEAR ENERGY   179 ( 15 )   109389 - 109389   2022年12月   （ ISSN:0306-4549 eISSN:1873-2100 ）

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Annals of Nuclear Energy  

    The ID1 test was the final target test of the EAGLE experimental framework program. It was used to verify that during a core disruptive accident, the molten fuel could be discharged via wall failure of an inner duct in FAIDUS, a design concept for the sodium-cooled fast reactor. The ID1 results revealed that the wall failure behavior owed to the large heat flow from the surrounding fuel/steel mixture. The present study numerically investigated the heat transfer mechanisms in the test using the finite volume particle method in the three-dimensional domain. The thermal hydraulic behaviors during wall failure were reproduced reasonably. The present three-dimensional simulation mitigated inherent defects of our previous two-dimensional calculation and clarified that the solid fuel and liquid steel close to the outer surface of the duct can expose the duct to high thermal loads, resulting in the wall failure.

    DOI： 10.1016/j.anucene.2022.109389

    Web of Science

    Scopus

    researchmap

  • Particle-based Simulation of Jet Impingement Behaviors 査読 国際誌

    D. Takatsuka, K. Morita, T. Nakamura, T. Zhang, W. Liu, K. Kamiyama

    12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety   N12P1046   2022年10月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

    researchmap

  • Experimental Study on Aerosol Migration Behavior in Rectangular Penetrations 査読

    M. Koga, K. Morita, W. Liu, T. Matsumoto, K. Takanishi, K. Nakamura, T. Kanai

    12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety, N12P1042   2022年10月

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Particle-based Simulation of Jet Impingement Behaviors 査読

    D. Takatsuka, K. Morita, T. Nakamura, T. Zhang, W. Liu, K. Kamiyama

    12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety   N12P1046   2022年10月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（その他学術会議資料等）  

  • On Mechanistic Prediction of Critical Heat Flux for Nuclear Power Plants (5) Mechanistic Models for Critical Heat Flux Prediction in Subcooled Flow boiling 査読

    W. Liu

    12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety, N12E1048   2022年10月

    　詳細を見る

    担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • DEVELOPMENT OF A PASSIVE REACTOR SHUTDOWN DEVICE TO PREVENT CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS IN FAST REACTORS: A STUDY ON BASIC DEVICE SPECIFICATIONS 査読 国際誌

    Morita K., Liu W., Arima T., Sato I., Matsuura H., Sekio Y., Arita Y., Sagara H., Kawashima M.

    International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE   4   2022年8月   （ ISBN:9784888982566 ）

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）   出版者・発行元：International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE  

    A new subassembly-type passive reactor shutdown device is proposed to expand the diversity and robustness of core disruptive accident prevention measures for sodium-cooled fast reactors (SFRs). The device contains pins with a fuel material that is in a solid state during normal operation but melts and fluidizes during an unprotected loss of flow (ULOF) or unprotected transient overpower (UTOP) accident. By rapidly transferring the liquefied device fuel into the lower plenum region of the pins via gravitation alone, the device can passively provide a large negative reactivity to the core. In this study, the nuclear and thermal properties of the device subassembly with metallic fuel were evaluated to determine the basic device specifications for proper device operation during ULOF and UTOP accidents. The results of the transient analysis of the ULOF initiating phase in a 750-MWe-class MOX-fueled SFR core showed that a conventional homogeneous core can maintain stable cooling of the core prior to coolant boiling in the driver fuel subassemblies. On the other hand, the negative reactivity required to terminate the event by device operation was found to be slightly larger in the low sodium void reactivity core than in the conventional homogeneous core.

    DOI： doi.org/10.1115/ICONE29-91812

    Scopus

  • Prediction of Critical Heat Flux for Subcooled Flow Boiling in Annulus and Transient Surface Temperature Change at CHF 査読 国際誌

    Liu, W

    FLUIDS   7 ( 7 )   230 - 230   2022年7月   （ eISSN:2311-5521 ）

    　詳細を見る

    担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Fluids  

    The ability to predict critical heat flux (CHF) is of considerable interest for high-heat equipment, including nuclear reactors. CHF prediction from a mechanistic model for subcooled flow boiling in rod bundles still remains unsolved. In this paper, we try to predict the CHF in an annulus, which is the most basic flow geometry simplified from a fuel bundle, using a liquid sublayer dryout model. The prediction is validated with both water and R113 data, showing an accuracy within ±30&#37;. After the CHF in an annulus is calculated successfully, a near-wall vapor–liquid structure is proposed on the basis of the liquid sublayer dryout model. Modeling of heat transfer modes over the heating surface at CHF is performed, and predictions of the changes in liquid sublayer thickness and heater surface temperature at the CHF occurrence point are carried out by solving the heat conduction equation in cylindrical coordinates with a convective boundary condition, which changes with the change in flow pattern over the heating surface. Transient changes in the liquid sublayer thickness and surface temperature at the CHF occurrence point are reported.

    DOI： 10.3390/fluids7070230

    Web of Science

    Scopus

    researchmap

  • FLOW CHARACTERISTICS IN RECTANGULAR MICRO-CHANNELS WITH HIGH ASPECT RATIOS 査読

    Wei Liu, Kazuya Gotou, Akihiro Endo, Tsutaya Matumoto and Koji Morita

    The 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19), 35887   2022年3月

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Numerical investigation on mechanism of heat transfer between molten pool and duct wall in EAGLE ID1 and ID2 in-pile tests 査読

    Ting ZHANG, Koji MORITA, Wei LIU, Xiaoxing LIU, Kenji KAMIYAMA

    The 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19), 33908   2022年3月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Mechanistic critical heat flux prediction for in-vessel retention conditions

    Md Abdur Rafiq Akand, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu, Koji Morita

    Nuclear Engineering and Design   384   111494 - 111494   2021年12月

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.nucengdes.2021.111494

  • 原子炉における機構論的限界熱流束評価技術の確立に向けて Part2: 機構論的限界熱流束予測評価手法確立に向けた研究とその課題、Ⅱ．これまでの限界熱流束のメカニズムと評価手法に関する研究 査読

    日本原子力学会, 原子炉における機構論的限界熱流束評価技術, 研究専門委員会

    日本原子力学会誌   63 ( 12 )   820 - 824   2021年12月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.3327/jaesjb.63.12_820

  • Comparisons between passive RCCSs on degree of passive safety features against accidental conditions and methodology to determine structural thickness of scaled-down heat removal test facilities

    Kuniyoshi Takamatsu, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu, Koji Morita

    Annals of Nuclear Energy   162   108512 - 108512   2021年11月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.anucene.2021.108512

  • Experimental study and modeling of bubble lift-off diameter in subcooled flow boiling including the inclination effect of the heating surface

    M.A. Rafiq Akand, Kei Kitahara, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu, Koji Morita

    Journal of Nuclear Science and Technology   58 ( 11 )   1195 - 1209   2021年11月

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1080/00223131.2021.1931518

  • Development of a Passive Reactor Shutdown Device for Prevention of Core Disruptive Accidents in Fast Reactors: Project Overview and Preliminary Results 査読

    Koji Morita, Wei Liu, Tatsumi Arima, Yuji Arita, Koharu Kawase, Isamu Sato, Haruaki Matsuura T, Yoshihiro Sekio, Hiroshi Sagara, Masatoshi Kawashima

    28th International Conference on Nuclear Engineering,Proceedings, ICONE28   2021年10月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

    DOI： doi.org/10.1115/ICONE28-64099

  • A Modify Model for the Net Vapor Generation Point and Its Application on CHF Prediction in Subcooled Flow Boiling 査読

    Md. Abdur, Rafiq Akand, Kei Kitahara, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu, Koji Morita

    28th International Conference on Nuclear Engineering,Proceedings, ICONE28   2021年10月

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

    DOI： doi.org/10.1115/ICONE28-64022

  • A 3d Numerical Simulation on Heat Transfer Behavior in Eagle Id1 In-Pile Test Using Finite Volume Particle Method 査読

    Ting Zhang, Koji Morita, Xiaoxing Liu, Wei Liu, Kenji Kamiyama

    28th International Conference on Nuclear Engineering,Proceedings, ICONE28   2021年10月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（その他学術会議資料等）  

    DOI： doi.org/10.1115/ICONE28-61469

  • FLOW CHARACTERISTICS IN RECTANULAR MICROCHANNELS 査読

    Kazuya GOTO, Wei LIU, Tatsuya MATSUMOTO, Koji MORITA

    the Second Asian Conference on Thermal Sciences, ACTS-1223   2021年10月

    　詳細を見る

    担当区分：責任著者   記述言語：その他   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Comparison Between Passive Reactor Cavity Cooling Systems Based on Atmospheric Radiation and Atmospheric Natural Circulation 査読 国際誌

    Kuniyoshi Takamatsu, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu, Koji Morita

    Annals of Nuclear Energy   151   p.107867_1 - - p.107867_11   2021年2月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.anucene.2020.107867

  • Numerical Simulation of Heat Transfer Behavior in EAGLE ID1 In-Pile Test Using Finite Volume Particle Method 査読 国際誌

    T. Zhang, K. Funakoshi, X. Liu, W. Liu, K. Morita, K. Kamiyama

    Ann. Nucl. Energy   150   107856 - 107856   2021年1月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.anucene.2020.107856

  • A Modified Liquid Sublayer Dryout Model For Subcooled Flow Boiling Critical Heat Flux Prediction in IVR Condition 査読 国際誌

    M. A. Rafiq Akand, T. Matsumoto, W. Liu, K. MoritaM

    International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH'2020 topical meeting), ATH'2020 topical meeting Proceedings 32842   1074 - 1087   2020年10月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Comparative Methodology between Actual RCCS and Downscaled Heat-Removal Test Facility 招待 査読 国際誌

    Kuniyoshi Takamatsu, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu, Koji Morita

    Annals of Nuclear Energy   133 ( 11 )   830 - 836   2019年11月

    　詳細を見る

    記述言語：英語  

  • Self-leveling behavior of mixed solid particles in a cylindrical bed using a gas-injection method 査読 国際誌

    Le Hoang Sang Phan, Phi Manh Ngo, Ryo Miura, Yusuke Tasaki, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu & Koji Morita

    Journal of Nuclear Science and Technology   56 ( 1 )   111 - 122   2019年1月

    　詳細を見る

    記述言語：英語  

  • Improvement of heat-removal capability using heat conduction on a novel reactor cavity cooling system (RCCS) design with passive safety features through radiation and natural convection

    Kuniyoshi Takamatsu, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu, Koji Morita

    Annals of Nuclear Energy   122   201 - 206   2018年12月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.anucene.2018.08.047

  • Experimental study on heat removal performance of a new reactor cavity cooling system (RCCS) 招待 査読 国際誌

    Seisuke Hosomi, Tomoyasu Akashi, Koji Morita, Wei Liu, Tsutaya Matsumoto, Kinuyoshi Takamatsu

    2018年11月

    　詳細を見る

    記述言語：英語  

  • Validation of a three-dimensional finite-volume-particle method for simulation of liquid-liquid mixing flow behavior 招待 査読 国際誌

    Masatsugu Kato, Kanji Funakoshi, Xiao Xing Liu, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu and Koji Morita

    2018年11月

    　詳細を見る

    記述言語：英語  

  • Predictions of Critical Heat Flux for Subcooled Flow Boiling in Annulus 査読 国際誌

    Wei Liu

    Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12)   2018年10月

    　詳細を見る

    担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Particle-based Simulation of Heat Transfer Behavior in EAGLE ID1 In-pile Test 査読 国際誌

    Koji Morita, Ryusei Ogawa, Hiromi Tokioka, Xaoxing Liu, Wei Liu, Kenji Kamiyama

    Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12)   2018年10月

    　詳細を見る

    記述言語：英語  

  • Numerical Simulation on Self-leveling Behavior of Mixed Particle Beds Using Multi-fluid Model Coupled with DEM 査読 国際誌

    Le Hoang, Sang PHAN, Yohei OHARA, Ry KAWATA, Xiaoxing LIU, Wei LIU, Koji MORITA, Liancheng GUO, Kenji KAMIYAMA, Hirotaka TAGAMI

    Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12)   2018年10月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Prediction of Transient Surface Temperature Changes at Subcooled Flow Boiling DNB 査読 国際誌

    Wei Liu

    the 10th International Conference on Boiling and Condensation Heat Transfer   2018年3月

    　詳細を見る

    記述言語：英語  

  • 内管加熱二重管における海水の非沸騰熱伝達への影響

    上澤 伸一郎, 劉 維, 焦 利芳, 永武 拓, 高瀬 和之, 柴田 光彦, 吉田 啓之

    日本原子力学会和文論文誌   15 ( 4 )   183 - 191   2016年4月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    <p> Seawater was injected into the reactors during the accident at TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, the effects of the seawater on the cooling performance of the fuel rods and fuel debris are not clear. As possible effects, the change in the physical properties of the coolant and the sea salt deposition on a heat transfer surface and in the coolant are considered. We conducted thermal-hydraulic experiments using an internally heated annulus to determine the effects of seawater under conditions without boiling. The same experiments for water and sodium chloride (NaCl) solution were also conducted for the purpose of comparison with the artificial seawater. In these experiments, considering the physical properties of the artificial seawater, the thermal-hydraulic behaviors of the artificial seawater under forced convection (Re>2300 [－]) was estimated from the Dittus-Boelter correlation although sea salt was deposited in the fluid. According to the results of particle image velocimetry (PIV), the velocity distribution in the artificial seawater was NOT different from that in the water and the NaCl solution. For a mixed convection regime, the Nusselt number of the artificial seawater was obtained from the correlation of the Grasholf number, Reynolds number and Prandtl number, as well as those for the water and the NaCl solution. Therefore, considering the physical properties of the artificial seawater, the thermal-hydraulic behavior of the seawater in single-phase flow can be estimated from the conventional thermal-hydraulic correlations for a single-phase flow.</p>

    DOI： 10.3327/taesj.j15.024

  • Pressure Drop and Void Fraction in Steam-Water Two-Phase Flow at High Pressure

    Wei Liu, Hidesada Tamai, Kazuyuki Takase

    Journal of Heat Transfer   135 ( 8 )   2013年8月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1115/1.4023678

  • Development of measurement technology for surface heat fluxes and temperatures

    Wei Liu, Kazuyuki Takase

    Nuclear Engineering and Design   249   166 - 171   2012年8月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.nucengdes.2011.06.036

  • Steam Water Pressure Drop under 15 MPa

    LIU Wei, HIDESADA Tamai, TAKASE Kazuyuki, HAYAFUNE Hiroki, FUTAGAMI Satoshi, KISOHARA Naoyuki

    Journal of Power and Energy Systems   5 ( 3 )   229 - 240   2011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）  

    Steam Water Pressure Drop under 15 MPa
    For a steam generator with straight double-walled heat transfer tubes that will be used in a sodium cooled faster breeder reactor, clarification of flow instability in heat transfer tubes is one of the most important research themes. As the first step of the research, thermal hydraulics experiments with water were performed under high pressure condition in JAEA with using a circular tube. Pressure drop, heat transfer coefficients and void fraction data were derived. This paper summarizes the pressure drop characteristics under 15MPa. Several two-phase flow multipliers were checked and then, it was found that both Chisholm two-phase flow multiplier and homogeneous model can predict the present experimental data in high accuracy. A sudden decrease of the pressure drop was observed when flow pattern shifts from bubbly and churn flows to annular flow. The reason for this decrease is tried to be interpreted.

    DOI： 10.1299/jpes.5.229

  • Experimental Research on the Effect of Axial Power Distribution on Critical Power

    LIU Wei, KURETA Masatoshi, TAKASE Kazuyuki

    Journal of Power and Energy Systems   3 ( 1 )   301 - 312   2009年1月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Experimental Research on the Effect of Axial Power Distribution on Critical Power
    This paper concerns experimental research to ascertain the effect of axial power distribution on critical power in the positive quality region. Experiments took place at atmospheric pressure in a circular tube. Axial uniform heating and two other axial non - uniform heating cases were selected for detailed evaluation. The effects of relative power ratio on critical power, critical quality and critical boiling length were ascertained in detailed evaluations. Using the experimental data, we evaluated existing correlating concepts with critical power. Result showed a combination of the overall power concept (χBT - LB) and the local conditions concept (χBT - qBT) appearing to be promising in correlating present critical power data in axial non - uniform heating conditions.

    DOI： 10.1299/jpes.3.301

  • Thermal Feasibility Analyses for the 1356MWe High Conversion-Type Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle

    Wei Liu, Akira Ohnuki, Hiroyuki Yoshida, Masatoshi Kureta, Kazuyuki Takase, Hajime Akimoto

    Heat Transfer Engineering   29 ( 8 )   704 - 711   2008年8月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1080/01457630801981614

  • Effect of Rod Bowing on Critical Power;Based on Tight-Lattice; Rod Bundle Experiments

    Hidesada TAMAI, Masatoshi KURETA, Wei LIU, Takashi SATO, Toru NAKATSUKA, Akira OHNUKI, Hajime AKIMOTO

    Journal of Nuclear Science and Technology   45 ( 6 )   567 - 574   2008年2月

    　詳細を見る

    記述言語：その他  

  • 稠密格子炉心熱流動特性技術開発,1; 全体計画とこれまでの成果 査読

    大貫 晃, 呉田 昌俊, 吉田 啓之, 玉井 秀定, Liu W., 三澤 丈治, 高瀬 和之, 秋本 肇

    2 ( 1 )   229 - 239   2008年1月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    R&D project to investigate thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles for Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle has been progressed at Japan Atomic Energy Agency in collaboration with power utilities, reactor vendors and universities since 2002. In this series-study, we will summarize the R&D achievements using large-scale test facility (37-rod bundle with full-height and full-pressure), model experiments and advanced numerical simulation technology. This first paper described the master plan for the development of design technology and showed an executive summary for this project up to FY2005. The thermal-hydraulic characteristics in the tight-lattice configuration were investigated and the feasibility was confirmed based on the experiments. We have developed the design technology including 3-D numerical simulation one to evaluate the effects of geometry/scale on the thermal-hydraulic behaviors.

    DOI： 10.1299/jpes.2.229

  • Development of Design Technology on Thermal-Hydraulic Performance in Tight-Lattice Rod Bundles: II - Rod Bowing Effect on Boiling Transition under Transient Conditions

    LIU Wei, TAMAI Hidesada, KURETA Masatoshi, OHNUKI Akira, AKIMOTO Hajime

    Journal of Power and Energy Systems   2 ( 1 )   240 - 249   2008年1月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Development of Design Technology on Thermal-Hydraulic Performance in Tight-Lattice Rod Bundles: II - Rod Bowing Effect on Boiling Transition under Transient Conditions
    A thermal-hydraulic feasibility project for an Innovative Water Reactor for Flexible fuel cycle (FLWR) has been performed since 2002. In this R&D project, large-scale thermal-hydraulic tests, several model experiments and development of advanced numerical analysis codes have been carried out. In this paper, we describe the critical power characteristics in a 37-rod tight-lattice bundle with rod bowing under transient states. It is observed that transient Boiling Transition (BT) always occurs axially at exit elevation of upper high-heat-flux region and transversely in the central area of the bundle, which is same as that under steady state. For the postulated power increase and flow decrease cases that may be possibly met in a normal operation of the FLWR, it is confirmed that no BT occurs when Initial Critical Power Ratio (ICPR) is 1.3. Moreover, when the transients are run under severer ICPR that causes BT, the transient critical powers are generally same as the steady ones. The experiments are analyzed with a modified TRAC-BFI code, where Japan Atomic Energy Agency (JAEA) newest critical power correlation is implemented for the BT judgement. The code shows good prediction for the occurrence or the non occurrence of the BT and predicts the BT starting time conservatively. Traditional quasi-steady state prediction of the transient BT is confirmed being applicable for the postulated abnormal transient processes in the tight-lattice bundle with rod bowing.

    DOI： 10.1299/jpes.2.240

  • Critical Power Characteristics in 37-rod Tight Lattice Bundles under Transient Conditions

    Liu Wei, Kureta Masatoshi, Tamai Hidesada, OHNUKI Akira, AKIMOTO Hajime

    Journal of nuclear science and technology   44 ( 9 )   1172 - 1181   2007年9月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Critical Power Characteristics in 37-rod Tight Lattice Bundles under Transient Conditions

    DOI： 10.1080/18811248.2007.9711360

  • An Improved Critical Power Correlation for Tight-Lattice Rod Bundles

    Liu Wei, Kureta Masatoshi, Yoshida Hiroyuki, OHNUKI Akira, AKIMOTO Hajime

    Journal of nuclear science and technology   44 ( 4 )   558 - 571   2007年4月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    An Improved Critical Power Correlation for Tight-Lattice Rod Bundles

    DOI： 10.1080/18811248.2007.9711845

  • Gap Width Effect on Critical Power based on Tight-Lattice 37-Rod Bundle Experiments

    Tamai Hidesada, Kureta Masatoshi, Liu Wei, SATO Takashi, OHNUKI Akira, AKIMOTO Hajime

    Journal of nuclear science and technology   44 ( 1 )   54 - 63   2007年1月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Gap Width Effect on Critical Power based on Tight-Lattice 37-Rod Bundle Experiments

    DOI： 10.1080/18811248.2007.9711256

  • Critical Power Experiment with a Tight-Lattice 37-Rod Bundle

    Kureta Masatoshi, Tamai Hidesada, Ohnuki Akira, SATO Takashi, LIU Wei, AKIMOTO Hajime

    Journal of nuclear science and technology   43 ( 2 )   198 - 205   2006年2月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Critical Power Experiment with a Tight-Lattice 37-Rod Bundle

    DOI： 10.1080/18811248.2006.9711082

  • Characteristics of boiling curve in transition region between nucleate boiling and film boiling

    M. Monde, W. Liu, Y. Mitsutake, Kyaw Zin Oo

    35 ( 1 )   20 - 34   2006年1月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1002/htj.20097

  • 遷移域の沸騰曲線の特性 査読

    門出 政則, 劉 維, 光武 雄一, Kyaw Zin OO

    日本機械学会論文集B編   71 ( 705 )   1390 - 1397   2005年5月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1299/kikaib.71.1390

  • Ultrahigh CHF Prediction for Subcooled Flow Boiling Based on Homogenous Nucleation Mechanism

    Wei Liu, Hideki Nariai

    Journal of Heat Transfer   127 ( 2 )   149 - 158   2005年2月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1115/1.1844536

  • Critical Power Correlation for Tight-Lattice Rod Bundles

    Liu Wei, Kureta Masatoshi, Ohnuki Akira, AKIMOTO Hajime

    Journal of nuclear science and technology   42 ( 1 )   40 - 49   2005年1月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Critical Power Correlation for Tight-Lattice Rod Bundles

    DOI： 10.1080/18811248.2005.9726362

  • 稠密格子体系における過渡限界出力試験と解析(水冷却炉,革新型原子炉の開発および多目的利用技術,原子力要素技術開発) 査読

    劉 維, 呉田 昌俊, 玉井 秀定, 光武 徹, 大貫 晃, 秋本 肇

    年次大会講演論文集   2004   231 - 232   2004年9月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語  

    A major concern in the design of RMWR is that sufficient cooling capability be provided to keep fuel cladding temperature below specified values, even for a postulated abnormal transient process. In this research, power increase and flow decrease transient tests are performed in 7-rod and 37-rod double-humped tight lattice bundles, under RMWR nominal operating condition (P_<ex> = 7.2 MPa, T_<in> =283℃) for mass velocity G = 300, 450, 600 kg/m^2s. Experiments are analyzed with TRAC code, in which new JAERI critical power correlation is implemented for BT judgment. For the postulated nominal power increase and flow decrease transients, when CPR is 1.3, no Boiling Transitions (BTs) are observed in experiments and TRAC code predicts the same trends. For severer conditions that BT occurs, wall temperature jumping points (BT points) can be predicted quite well within the accuracy of the implemented critical power correlation. The traditional quasi-steady-state prediction of BT in transient process is confirmed being applicable for axially double-humped-heated tight lattice bundles.

    DOI： 10.1299/jsmemecjo.2004.3.0_231

  • 高稠密格子水冷却炉心の除熱技術の開発,1; 全体計画 査読

    大貫 晃, 高瀬 和之, 呉田 昌俊, 吉田 啓之, 玉井 秀定, Liu W., 秋本 肇

    2003   1488 - 1494   2004年6月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本シリーズ報告ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べる。

    DOI： 10.1299/jsmemecjo.2003.3.0_247

  • Critical Power in 7-Rod Tight Lattice Bundle 査読

    Liu Wei, Kureta Masatoshi, Akimoto Hajime

    JSME international journal. Ser. B, Fluids and thermal engineering   47 ( 2 )   299 - 305   2004年2月

    　詳細を見る

    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Critical Power in 7-Rod Tight Lattice Bundle
    The Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) has recently becomes of great concern. The RMWR is expected to promote the effective utilization of uranium recourse. The RMWR is based on water-cooled reactor technology, with achieved under lower core water volume and water flow rate. In comparison with the current light water reactors whose water-to-fuel volume ratio is about 2-3, in the RMWR, this value is reduced to less than 0.5. Thereby, there is a need to research its cooling characteristics. Experimental research on critical power in tight lattice bundle that simulates the RMWR has been carried out in Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI). The bundle consists one center rod and six peripheral rods. The 7 rods are arranged on a 14.3mm equilateral triangular pitch. Each rod is 13mm in outside diameter. An axial 12-step power distribution is employed to simulate the complicate heating condition in RMWR. Experiments are carried out under G=100-1400kg/m2s, Pex=2-8.5MPa. Effects of mass velocity, inlet temperature, pressure, radial peaking factor and axial peaking factor on critical power and critical quality are discussed. Compared with axial uniform heating condition, the axial non-uniform heating condition causes an obvious decrease in critical quality. Arai correlation, which is the only correlation that has been optimized for tight lattice condition, is verified with the present experimental data. The correlation is found to be able to give reasonable prediction only around RMWR nominal operating condition.

    DOI： 10.1299/jsmeb.47.299

  • Analytical method of two-dimensional inverse heat conduction problem using Laplace transformation: Effect of number of measurement points

    Masanori Monde, Hirofumi Arima, Wei Liu, Yuhichi Mitsutake, J.A. Hammad

    Heat Transfer?Asian Research   32 ( 7 )   618 - 629   2003年11月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1002/htj.10116

  • Improvement of inverse heat conduction solution using Laplace transformation: Method of partial division of time

    Masanori Monde, Wei Liu, Hirofumi Arima, Yuhichi Mitsutake, J.A. Hammad

    Heat Transfer?Asian Research   32 ( 7 )   630 - 638   2003年11月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1002/htj.10117

  • 2237 高稠密格子水冷却炉心の除熱技術の開発 (2) : 大型熱特性試験とモデル実験 査読

    呉田 昌俊, 劉 維, 玉井 秀定, 大貫 晃, 秋本 肇

    年次大会講演論文集   2003   249 - 250   2003年8月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語  

    In this manuscript, the key point of large-scale thermal-hydraulic tests and model experiments which simulate the Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) core are reported. The aim of the large-scale thermal-hydraulic tests using 37-rod bundle test facility is to make clear the rod number effect, rod gap effect etc. for investigating the feasibility of RMWR. Thermal-hydraulic model experiments will be performed in order to verify an advanced 3-D two-phase flow simulation method. Void fraction distribution and its fluctuation and basic thermal characteristics in tight lattice rod bundles will be measured by high-frame-rate neutron radiography technique etc. We will develop the database by 2007 that can resolve the fundamental feasibility subjects for the RMWR.

    DOI： 10.1299/jsmemecjo.2003.3.0_249

  • 逆問題解を利用した移動熱源位置の推定 査読

    門出政則, 劉維, 光武雄一,井孝善

    日本機械学会論文集 B編   69 ( 683 )   1651 - 1658   2003年7月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1299/kikaib.69.1651

  • An analytical solution for two-dimensional inverse heat conduction problems using Laplace transform

    Masanori Monde, Hirofumi Arima, Wei Liu, Yuhichi Mitutake, Jaffar A. Hammad

    International Journal of Heat and Mass Transfer   46 ( 12 )   2135 - 2148   2003年6月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/s0017-9310(02)00510-0

  • A254 稠密バンドル内限界熱流束 (1) : 出力分布や流動パラメータの影響

    呉田 昌俊, 劉 維, 岩村 公道, 秋本 肇

    熱工学講演会講演論文集   2002   325 - 326   2002年11月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語  

    CHF experiments have been conducted using the rod bundles of a narrow triangular arrangement, which simulate the Reduced-Moderation Water Reactor core. The purposes of these experiments are (a) to investigate the parameter effects on critical power, (b) to evaluate the existing correlations, (c) to propose the correlation and (e) to make use of the data for the verification of the numerical analysis code. In this paper, parameter effects on critical power or critical quality were focused as a fundamental understanding. It was found from the comparison between the axially uniform and the double humped power distribution that the critical quality of the double humped one decreases significantly when mass velocity>about 150 kg/m^2s.

    DOI： 10.1299/jsmeptec.2002.0_325

  • A255 稠密バンドル内限界熱流束 (2) : 稠密バンドル限界熱流束相関式の検証

    劉 維, 呉田 昌俊, 岩村 公道, 秋本 肇

    熱工学講演会講演論文集   2002   327 - 328   2002年11月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語  

    Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) will be operated under low core water volume and low water flow rate. In RMWR, Water-to-fuel volume ratio (V_m/V_f) is reduced less than 0.5,in comparison with the values of 2&acd;3 in the current light water reactors. Thereby, there is a need to research the cooling limit. Experimental research on CHF in tight lattice bundles that simulates the actual RMWR have been carried out in JAERI. This paper will focus on the verification of existing CHF correlation for the tight lattice bundle. The Arai correlation is verified with BAPL data and JAERI data and is found that it can not give satisfied CHF prediction to the RMWR working condition.

    DOI： 10.1299/jsmeptec.2002.0_327

  • ラプラス変換を用いた2次元非定常熱伝導の逆問題解析 : 測定点数と内挿方法について 査読

    門出政則, 有馬博史, 劉維, 光武雄二, J. A. Hammad

    日本機械学會論文集 B編   68 ( 672 )   2306 - 2312   2002年8月

    　詳細を見る

    記述言語：その他  

  • ラプラス変換を用いた熱伝導の逆問題解の改善 : 時間区分法 査読

    門出 政則, 劉 維, 有馬 博史, 光武 雄二, HAMMAD Jaffar A

    日本機械学会論文集 B編   68 ( 671 )   2093 - 2097   2002年7月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1299/kikaib.68.2093

  • Viewpoint of Subcooled Flow Boiling Critical Heat Flux Mechanism

    W. Liu, H. Nariai

    Chemical Engineering &amp; Technology   25 ( 4 )   447 - 453   2002年4月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1002/1521-4125(200204)25:4<447::aid-ceat447>3.0.co;2-p

  • Prediction of critical heat flux for subcooled flow boiling

    W. Liu, H. Nariai, F. Inasaka

    International Journal of Heat and Mass Transfer   43 ( 18 )   3371 - 3390   2000年9月

    　詳細を見る

    記述言語：その他   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/s0017-9310(99)00373-7

▼全件表示

書籍等出版物

  • Boiling: Research and Advances

    （ 担当： 共著）

    Elsevier Ltd.  2017年6月 

    　詳細を見る

    記述言語：英語   著書種別：学術書

  • 応力発光による構造体診断技術

    徐, 超男, 上野, 直広, 寺崎, 正, 山田, 浩志（ 担当： 共著）

    エヌ・ティー・エス  2012年8月 

    　詳細を見る

    担当ページ：総ページ数：8, 321, 8p, 図版34p   記述言語：日本語  

講演・口頭発表等

  • シビアアクシデント時の格納容器貫通部における核分裂生成物の 除去効果に関する研究 （3）平板スリット流路におけるエアロゾル輸送

    栫 明宏, 古賀 瑞樹, 劉 維, 守田 幸路, 中村 康一, 金井 大造

    原子力学会秋の大会  2023年9月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2023年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    researchmap

  • シビアアクシデント時の格納容器貫通部における核分裂生成物の除去効果に関する研究 (2)矩形貫通部におけるエアロゾル移行挙動に関する実験的研究

    古賀 瑞樹, 宇和田 尚悟, 劉 維, 守田 幸路, 中村 康一, 金井 大造

    原子力学会2022春の大会  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：ウェブ   国名：日本国  

    researchmap

  • シビアアクシデント時の格納容器貫通部における核分裂生成物の 除去効果に関する研究 （3）平板スリット流路におけるエアロゾル輸送

    栫 明宏, 古賀 瑞樹, 劉 維, 守田 幸路, 中村 康一, 金井 大造

    日本原子力学会2023秋の大会  2023年9月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2023年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：その他  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発(14) 受動的炉停止デバイスの核不拡散性評価

    相楽 洋, 川島 正俊, 守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, 有田 裕二, 佐藤 勇, 松浦 治明

    日本原子力学会2023秋の大会  2023年9月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2023年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：その他  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発(13) 受動的炉停止デバイスの基本仕様と炉心応答性能評価

    川島 正俊, 相楽 洋, 守田 幸路, 劉 維,有馬 立身, 有田 裕二, 藤 勇, 松浦 治明, 関尾 佳弘

    日本原子力学会2023秋の大会  2023年9月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2023年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：その他  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発(11) プロジェクトの成果概要

    守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, 有田 裕二, 佐藤 勇, 松浦 治明, 関尾 佳弘, 相楽 洋, 川島 正俊

    日本原子力学会2023秋の大会  2023年9月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2023年9月

    記述言語：その他   会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：その他  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発(11) プロジェクトの成果概要

    守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, 有田 裕二, 佐藤 勇, 松浦 治明, 関尾 佳弘, 相楽 洋, 川島 正俊

    原子力学会秋の大会  2023年9月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2023年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    researchmap

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発(14) 受動的炉停止デバイスの核不拡散性評価

    相楽 洋, 川島 正俊, 守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, 有田 裕二, 佐藤 勇, 松浦 治明

    原子力学会秋の大会  2023年9月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2023年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    researchmap

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発(13) 受動的炉停止デバイスの基本仕様と炉心応答性能評価

    川島 正俊, 相楽 洋, 守田 幸路, 劉 維,有馬 立身, 有田 裕二, 藤 勇, 松浦 治明, 関尾 佳弘

    原子力学会秋の大会  2023年9月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2023年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    researchmap

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 （7）2021年度までのプロジェクト全体進捗概要

    守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, 有田 裕二, 佐藤 勇, 松浦 治明, 関尾 佳弘, 相楽 洋, 川島 正俊

    日本原子力学会2022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：その他  

    国名：その他  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 (10) デバイス効果を強化するデバイス集合体基本仕様の選定

    相楽 洋, 守田 幸路, 川島 正俊, 有馬 立身, 劉 維, 有田 裕二, 佐藤 勇

    日本原子力学会2022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：その他  

    国名：その他  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 (10) デバイス効果を強化するデバイス集合体基本仕様の選定

    相楽 洋, 守田 幸路, 川島 正俊, 有馬 立身, 劉 維, 有田 裕二, 佐藤 勇

    日本原子力学会2022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）  

    researchmap

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 （7）2021年度までのプロジェクト全体進捗概要

    守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, 有田 裕二, 佐藤 勇, 松浦 治明, 関尾 佳弘, 相楽 洋, 川島 正俊

    日本原子力学会2022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）  

    researchmap

  • シビアアクシデント時の格納容器貫通部における核分裂生成物の除去効果に関する研究 (1) 実機条件を反映した格納容器貫通部FP除去試験手法の構築

    中村 康一, 金井 大造, 宇井 淳, 西村 聡, 西 義久, 劉 維, 守田 幸路

    日本原子力学会2022春の大会  2022年3月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2022年3月

    記述言語：その他  

    国名：その他  

  • シビアアクシデント時の格納容器貫通部における核分裂生成物の除去効果に関する研究 (2)矩形貫通部におけるエアロゾル移行挙動に関する実験的研究

    古賀 瑞樹, 宇和田 尚悟, 劉 維, 守田 幸路, 中村 康一, 金井 大造

    日本原子力学会2022春の大会  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：ウェブ   国名：日本国  

  • シビアアクシデント時の格納容器貫通部における核分裂生成物の除去効果に関する研究 (1) 実機条件を反映した格納容器貫通部FP除去試験手法の構築 招待

    中村 康一, 金井 大造, 宇井 淳, 西村 聡, 西 義久, 劉 維, 守田 幸路

    日本原子力学会2022春の大会  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）  

    researchmap

  • ジェット・インピンジメント挙動に関する粒子法シミュレーション

    高塚 大地, 中村 武志, 張 婷, 劉 維, 守田 幸路, 神 山 健司

    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：ウェブ   国名：日本国  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発

    守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, 有田 裕二, 佐藤 勇, 松浦 治明, 関尾 佳弘, 相楽 洋, 川島 正俊

    原子力学会2021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：ウェブ   国名：日本国  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動 的炉停止デバイスの開発

    守⽥ 幸路, 川島 正俊, 有馬 立身, 劉 維, 有⽥ 裕⼆, 佐藤 勇

    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：ウェブ   国名：日本国  

  • Particle-based simulation on heat transfer behavior between molten pool and duct wall in EAGLE ID1 and ID2 in-pile tests

    Ting Zhang, Koji Morita, Xiaoxing Liu, Wei Liu, Kenji Kamiyama

    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  

  • An Improved Mechanistic Model for Prediction of Bubble Lift-off Diameter in Subcooled Flow Boiling for Inclined Heating Surface

    M. A. Rafiq Akand, Kei Kitahara, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu, Koji Morita

    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  

  • Bubble Lift-off Size in Subcooled Flow Boiling for Inclined Heating Surface

    Md Abdur Rafiq Akand, Kei Kitahara, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu, Koji Morita

    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  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 (2) 炉心特性とデバイス応答の基本評価

    相楽 洋, 守⽥ 幸路, 川島 正俊, 劉 維, 有⽥ 裕⼆, 佐藤 勇

    原子力学会2020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：ウェブ   国名：日本国  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 (1) プロジェクト全体概要

    守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, 有田 裕二, 川瀬 小春, 佐藤 勇, 松浦 治明, 関尾 佳弘, 相楽 洋, 川島 正俊

    原子力学会2020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：ウェブ   国名：日本国  

  • 気液界面で液体エントレインメントを伴う気泡膨張挙動に関する数値シミュレーション

    中村 武志, 坂口 和也, 船越 寛司, 劉 維, 守田 幸路, 神山 健司

    原子力学会2020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：ウェブ   国名：日本国  

  • 沸騰伝熱面での海水塩析出に対する流動の影響：第２報

    上澤 伸一郎, 劉 維, 小野 綾子, 小泉 安郎, 柴田 光彦, 吉田 啓之

    第57回日本伝熱シンポジウム  2020年6月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2020年6月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 伝熱面配置角度を考慮した強制流動サブクール沸騰正味蒸気発生点に関する研究

    M. A. R. Akand, 北原 渓, 劉 維, 守田 幸路

    第57回日本伝熱シンポジウム  2020年6月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2020年6月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • Prediction of Bubble Departure Diameter for Downward Facing Heating Surface with Different Inclination Angle in IVR Condition

    M. A. Rafiq Akand, Tatsuya Matsumoto, Wei Liu and Koji Morita

    2020年3月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2020年3月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • EAGLE ID1 炉内試験における溶融プール／ダクト壁熱伝達に関する 3 次元粒子法 シミュレーション

    坂口 和也, 船越 寛司, 加藤 正嗣, 劉 暁星, 劉 維, 守田 幸路, 神山 健司

    ⽇本原⼦⼒学会2020年春の⼤会  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：みなし発表   国名：日本国  

  • ふく射を利用した原子炉キャビティ冷却システムの伝熱特性に関する研究

    西森 友弥, 明石 知泰, 細見 成祐, 松元 達也, 劉 維, 守田 幸路, 高松 邦吉

    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   会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • マイクロチャンネルにおける流動特性に関する研究

    田中賢太郎, 後藤和也, 劉 維, 守田 幸路, 松元 達也

    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   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：福岡   国名：日本国  

  • EAGLE ID1試験における溶融燃料プールから構造壁への熱伝達機構に関する検討

    守田 幸路, 小川 竜聖, 劉 暁星, 劉 維, 神山 健司

    ⽇本原⼦⼒学会２０１8年秋の⼤会  2018年9月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2019年9月

    記述言語：日本語  

    開催地：岡山   国名：日本国  

  • 強制流動サブクール沸騰限界熱流束（ⅮNB）のモデリング 招待

    劉維

    「原子炉における機構論的限界熱流束評価技術」研究委員会 第三回委員会  2019年8月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2019年8月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東京   国名：日本国  

  • 狭隘流路における単相流伝熱流動に関する実験的研究

    劉 維, 守田幸路

    第56回日本伝熱シンポジウム  2019年5月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2019年5月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：徳島県徳島市   国名：日本国  

  • マイクロチャンネルにおける伝熱流動に関する実験的研究

    後藤 和也, 田中 賢太郎, 藤野 成篤, Tino Sawadi, 松元 達也, 劉 維, 守田 幸路

    ⽇本原⼦⼒学会２０１9年春の⼤会  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  

    開催地：水戸   国名：日本国  

  • 溶融混合プールから構造壁への熱伝達挙動に関する３次元粒子法シミュレーション

    船越 寛司, 加藤 正嗣, 劉 暁星, 劉 維, 守田 幸路, 神山 健司

    ⽇本原⼦⼒学会２０１9年春の⼤会  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  

    開催地：水戸   国名：日本国  

  • デブリベッドのセルフ・レベリング挙動に関する実験的研究：混合粒子ベッド高さに対する予測式の検討

    三浦 亮, 松岡 史也, Ngo Phi Manh1, Phan Le Hoang Sang1, 松元 達也, 劉 維, 守田 幸路 学生:4人, 学生以外:3人

    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： 2018年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 高温ガス炉における受動的冷却設備の伝熱特性に関する検討

    細見 成祐, 山口 修平, 明石 知泰, 松元 達也, 劉 維, 守田 幸路, 高松 邦吉 学生:3人, 学生以外:4人

    日本原子力学会２０１８年春の大会  2018年3月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2018年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：大阪   国名：日本国  

  • 溶融炉心プールのスロッシング運動に伴うエナジェティックスに関する検討

    守田 幸路, 福田 真之, 劉 維, 帶刀 勲 学生:1人, 学生以外:1人

    日本原子力学会２０１８年春の大会  2018年3月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2018年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：大阪   国名：日本国  

  • 3次元有限体積粒子法の2液相混合流動挙動解析への 適用性検証

    加藤 正嗣, 小川 竜聖, 船越 寛司, 劉 暁星, 松元達也, 劉 維, 守田 幸路, 神山 健司 学生:3人, 学生以外:5人

    日本原子力学会２０１８年春の大会  2018年3月 

    　詳細を見る

    開催年月日： 2018年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：大阪   国名：日本国  

  • ナノ流体を用いた高温物体の伝熱特性の解明

    梅原 裕太郎, 大川 富雄, 榎木 光治, 劉 維

    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：北海道大学   国名：日本国  

▼全件表示

MISC

  • 原子炉における機構論的限界熱流束評価技術の確立に向けて Part2: 機構論的限界熱流束予測評価手法確立に向けた研究とその課題 査読

    @大川　富雄, @森　昌司, @劉　維,@ 小瀬　裕男, @吉田　啓之,@ 小野　綾子

    日本原子力学会誌「アトモス」   2021年12月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（学術雑誌）  

    DOI： https://doi.org/10.3327/jaesjb.63.12_820

  • 稠密格子炉心熱特性試験データレポート,3; 水冷却増殖炉模擬37本バンドル燃料棒曲がり効果試験(受託研究)

    玉井 秀定, 呉田 昌俊, Liu W., 佐藤 隆, 中塚 亨, 渡辺 博典, 大貫 晃, 秋本 肇

    2007年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語  

    日本原子力研究開発機構では、水対燃料の体積比を0.2程度以下にすることにより高増殖比及び超高燃焼度の特徴を有する超高燃焼水冷却増殖炉の技術的及び工学的成立性の確立を目指した要素技術開発として、稠密格子炉心熱特性試験を実施している。本試験では、水冷却増殖炉の稠密格子炉心燃料集合体を模擬した37本バンドル試験体(基準試験体(燃料棒間隙幅1.3mm),パラメータ効果試験体2体(燃料棒間隙幅効果試験体(間隙幅1.0mm)及び燃料棒曲がり効果試験体))を用いて、除熱限界に対する基本的課題(高稠密格子体系での除熱限界、並びに除熱限界に及ぼす燃料棒間隙幅の効果及び燃料棒曲がりの効果)を明らかにすることを目的としている。本報告書では燃料棒曲がり効果試験体を用いた試験結果をまとめる。水冷却増殖炉の定格運転条件を内包する広い試験条件(圧力・流量・局所出力係数等)範囲における定常時及び過渡時の限界出力特性,圧力損失特性,壁面熱伝達特性を取得した。また、基準試験体を用いた試験結果と比較を行い、燃料棒曲がり効果を検討した。

    DOI： 10.11484/jaea-data-code-2007-011

  • 稠密格子炉心熱特性試験データレポート,2; 水冷却増殖炉模擬37本バンドル燃料棒間隙幅効果試験(受託研究)

    玉井 秀定, 呉田 昌俊, Liu W., 佐藤 隆, 渡辺 博典, 大貫 晃, 秋本 肇

    2006年11月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語  

    日本原子力研究開発機構では、水対燃料の体積比を0.2程度以下にすることにより高増殖比及び超高燃焼度の特徴を有する超高燃焼水冷却増殖炉の技術的及び工学的成立性の確立を目指した要素技術開発として、稠密格子炉心熱特性試験を実施している。本試験では、水冷却増殖炉の稠密格子炉心燃料集合体を模擬した37本バンドル試験体(基準試験体(燃料棒間隙幅1.3mm),パラメータ効果試験体2体(燃料棒間隙幅効果試験体(間隙幅1.0mm)及び燃料棒曲がり効果試験体))を用いて、除熱限界に対する基本的課題(高稠密格子体系での除熱限界、並びに除熱限界に及ぼす燃料棒間隙幅の効果及び燃料棒曲がりの効果)を明らかにすることを目的としている。本報告書では燃料棒間隙幅効果試験体を用いた試験結果をまとめる。水冷却増殖炉の定格運転条件を内包する広い試験条件(圧力・流量・局所出力係数等)範囲における定常時及び過渡時の限界出力特性,圧力損失特性,壁面熱伝達特性を取得した。また、基準試験体を用いた試験結果との比較より、燃料棒間隙幅を検討した。

    DOI： 10.11484/jaea-data-code-2006-016

  • 稠密格子炉心熱特性試験データレポート,1; 水冷却増殖炉模擬37本バンドル基準試験(受託研究)

    呉田 昌俊, 玉井 秀定, Liu W., 佐藤 隆, 渡辺 博典, 大貫 晃, 秋本 肇

    2006年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語  

    日本原子力研究開発機構では水冷却炉の革新的な性能向上により高増殖比及び超高燃焼度の達成を目指す超高燃焼水冷却増殖炉の技術的及び工学的成立性の確立を目指した要素技術開発として、稠密格子炉心熱特性試験を実施している。本試験では、水冷却増殖炉の稠密格子炉心燃料集合体を模擬した37本バンドル試験体(基準試験体(燃料棒間隙幅1.3mm),パラメータ効果試験体2体(燃料棒間隙幅効果試験体(間隙幅1.0mm)及び燃料棒曲がり効果試験体))を用いて、除熱限界に対する基本的課題(高稠密格子体系での除熱限界、並びに除熱限界に及ぼす燃料棒間隙幅の効果及び燃料棒曲がりの効果)を明らかにすることを目的としている。本報告書では基準試験体を用いた試験結果をまとめる。水冷却増殖炉の定格運転条件を内包する広い圧力・流量等範囲における限界出力特性,圧力損失特性,壁面熱伝達特性を37本という大規模な体系で取得した。併せて、限界出力に及ぼす径方向出力分布の影響に関するデータを取得した。

    DOI： 10.11484/jaea-data-code-2006-007

  • 稠密37本バンドル熱特性試験と熱流動モデル実験(NP3 新型炉技術)

    呉田 昌俊, 玉井 秀定, 劉 維, 光武 徹, 大貫 晃, 秋本 肇

    動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム   2004年6月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語  

    Main purposes of the tight-lattice 37-rod bundle thermal-hydraulic tests (37-rod tests) and model experiments are to investigate the scale effect (rod-number effect) on critical power and to obtain the detailed thermal-hydraulic data for understanding the phenomena and estimating the advanced numerical analysis codes, respectively. The 37-rod bundle test section and some test sections for the model experiments simulate the Reduced-Moderation Water. Reactor core. It was found from the comparison of 37-rod test data with existing 7-rod test data that critical quality increase with increasing the rod number. Using the spacer-effect fundamental neutron radiography experiment, void fraction distribution around the object, which simulates the spacer, in a heated tube was discussed. From the 14-rod bundle neutron 3D tomography experiments, it was found that vapor tends to move the center region of the flow channel.

  • 稠密バンドル用沸騰遷移相関式の改良(NP3 新型炉技術)

    劉 維, 呉田 昌俊, 秋本 肇

    動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム   2004年6月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語  

    Developing design correlation for the prediction of critical power in rod bundles is indispensable for R&D of Reduced:Moderation Water Reactor (RMWR) which adopts a triangular tight-lattice fuel rod configuration with a gap of about 1 mm between rods. In this research, critical power correlation for tight-lattice rod bundles is newly proposed using 7-rod axially uniform-heated data, 7-rod and 37-rod axially double-humped-heated data at Japan Atomic Energy Developing design correlation for the prediction of critical power in rod bundles is indispensable for R&D of Reduced: Moderation Water Reactor (RMWR) which adopts a triangular tight-lattice fuel rod configuration with a gap of about 1 mm between rods. In this research, critical power correlation for tight-lattice rod bundles is newly proposed using 7-rod axially uniform-heated data, 7-rod and 37-rod axially double-humped-heated data at Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI). For low mass velocity region (< 300 kg/m^2s), the correlation is written in critical quality-annular flow length type. For high mass velocity region (> 300 kg/m^2s), it is written in local critical heat flux-critical quality type. The standard deviation of ECPR (Experimental Critical Power Ratio) to the whole JAERI data (694 data points) is 6&#37;. The correlation is verified by Bettis Atomic Power Laboratory data (177 points, standard deviation: 7.7&#37;). The correlation is confirmed being able to give good prediction for the effects of mass velocity, inlet temperature, pressure and heated equivalent diameter on critical power. The applicable range of the correlation is: gap between rods from 1.0 to 2.29 mm, heated length from 1.26 to 1.8 m, mass velocity from 150 to 2000 kg/m^2s and pressure from 2 to 11 Mpa.

▼全件表示

産業財産権

特許権   出願件数: 1件   登録件数: 1件
実用新案権   出願件数: 0件   登録件数: 0件
意匠権   出願件数: 0件   登録件数: 0件
商標権   出願件数: 0件   登録件数: 0件

所属学協会

  • 日本伝熱学会

  • 日本原子力学会

  • 日本機械学会

  • 日本機械学会

    　 詳細を見る

  • 日本原子力学会

    　 詳細を見る

  • 日本伝熱学会

    　 詳細を見る

▼全件表示

委員歴

  • 日本機械学会動力エネルギー部門九州支部   支部選出部門代議員   国内

    2024年4月 - 2025年3月   

  • 日本機械学会 動力エネルギーシステム部門   運営委員   国内

    2023年4月 - 2025年4月   

  • 日本原子力学会九州支部   幹事   国内

    2023年4月 - 2025年3月   

  • 日本原子力学会九州支部   運営委員会・幹事   国内

    2023年4月 - 2025年3月   

  • ⽇本原⼦⼒学会九州⽀部   幹事   国内

    2023年4月 - 2025年3月   

    　 詳細を見る

  • 日本機械学会動力エネルギーシステム部門研究企画委員会   運営委員   国内

    2023年4月 - 2024年3月   

  • 日本機械学会動力エネルギーシステム部門研究企画委員会   委員   国内

    2023年4月 - 2024年3月   

  • 日本機械学会・動力エネルギーシステム部門研究企画委員会   運営委員   国内

    2023年4月 - 2024年3月   

    　 詳細を見る

  • 幹事   幹事   国内

    2022年4月 - 2024年3月   

  • 幹事   幹事   国内

    2022年4月 - 2024年3月   

  • 日本混相流学会研究企画委員会   幹事   国内

    2022年4月 - 2024年3月   

    　 詳細を見る

  • 運営委員   運営委員   国内

    2022年4月 - 2023年3月   

  • 運営委員   委員   国内

    2022年4月 - 2023年3月   

  • 日本機械学会・動力エネルギーシステム部門研究企画委員会   運営委員   国内

    2022年4月 - 2023年3月   

    　 詳細を見る

  • 日本伝熱学会第60回日本伝熱シンポジウム   運営委員   国内

    2021年12月 - 2023年5月   

    　 詳細を見る

  • 運営委員   運営委員   国内

    2021年4月 - 2024年3月   

  • 運営委員   委員   国内

    2021年4月 - 2024年3月   

  • 日本原子力学会   秋の大会・春の年会のプログラウ編成WG委員   国内

    2021年4月 - 2024年3月   

    　 詳細を見る

  • 日本原子力学会プログラウ編成WG   運営委員  

    2021年4月 - 2024年3月   

    　 詳細を見る

  • 運営委員   運営委員   国内

    2021年4月 - 2022年3月   

  • 運営委員   運営委員   国内

    2021年4月 - 2022年3月   

  • 運営委員   委員長   国内

    2021年4月 - 2022年3月   

  • 運営委員   委員長   国内

    2021年4月 - 2022年3月   

  • 日本機械学会・動力エネルギーシステム部門研究企画委員会   運営委員   国内

    2021年4月 - 2022年3月   

    　 詳細を見る

  • 日本原子力学会・熱流動部会   運営委員   国内

    2021年4月 - 2022年3月   

    　 詳細を見る

  • 日本機械学会・動力エネルギーシステム部門   運営委員   国内

    2021年4月 - 2022年3月   

    　 詳細を見る

  • 日本混相流学会研究企画委員会   分科会幹事   国内

    2020年4月 - 2025年3月   

  • 日本混相流学会OS10 相変化を伴う混相流の熱流動   オーガナイザー   国内

    2020年4月 - 2025年3月   

  • 幹事   幹事   国内

    2020年4月 - 2024年3月   

  • 幹事   幹事   国内

    2020年4月 - 2024年3月   

  • 日本混相流学会OS10 *相変化を伴う混相流の熱流動   幹事   国内

    2020年4月 - 2024年3月   

    　 詳細を見る

  • 運営委員   幹事   国内

    2020年4月 - 2021年3月   

  • 運営委員   運営委員   国内

    2020年4月 - 2021年3月   

  • 運営委員   副委員長   国内

    2020年4月 - 2021年3月   

  • 運営委員   幹事   国内

    2020年4月 - 2021年3月   

  • 九州大学   エネルギー量子工学部門 工場・安全衛生委員長   国内

    2019年4月 - 現在   

    　 詳細を見る

    団体区分：その他

    researchmap

  • 運営委員   運営委員   国内

    2019年4月 - 2020年3月   

  • 運営委員   研究企画委員会・委員   国内

    2019年4月 - 2020年3月   

  • 委員   委員   国内

    2019年2月 - 2022年3月   

  • 日本原子力学会・原子炉における機構論的限界熱流束評価技術」研究専門委員会   委員   国内

    2019年2月 - 2022年3月   

    　 詳細を見る

  • 幹事   幹事   国内

    2018年4月 - 2019年3月   

  • 運営委員   運営委員   国内

    2018年4月 - 2019年3月   

  • 幹事   運営委員会・幹事   国内

    2018年4月 - 2019年3月   

  • 運営委員   研究企画委員会・委員   国内

    2018年4月 - 2019年3月   

  • 幹事   幹事   国内

    2017年4月 - 2022年3月   

  • 日本機械学会・相変化界面研究会   幹事   国内

    2017年4月 - 2022年3月   

    　 詳細を見る

  • 幹事   幹事   国内

    2017年4月 - 2018年3月   

  • 幹事   運営委員会・幹事   国内

    2017年4月 - 2018年3月   

▼全件表示

学術貢献活動

  • 技術委員会 国際学術貢献

    2024年8月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    参加者数：1,000

  • 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：1

    日本語雑誌　査読論文数：0

    国際会議録　査読論文数：3

    国内会議録　査読論文数：0

  • 実行委員会委員

    第60回日本伝熱シンポジウム  （ Japan・Fukuoka Japan ） 2023年5月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    参加者数：500

  • 第60回日本伝熱シンポジウム

    （ Japan・Fukuoka Japan ） 2023年5月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    researchmap

  • 技術委員会委員 国際学術貢献

    2023年5月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    参加者数：1,000

  • 実行委員会委員 国際学術貢献

    2023年5月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    参加者数：1,000

  • 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) 国際学術貢献

    （ Japan・Kyoto Japan ） 2023年5月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    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：4

    日本語雑誌　査読論文数：0

    国際会議録　査読論文数：16

    国内会議録　査読論文数：0

  • 実行委員会委員 国際学術貢献

    （ Japan・Yokohama Japan ） 2022年10月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    参加者数：300

  • 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) 国際学術貢献

    （ Japan・Yokohama Japan ） 2022年10月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    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：3

    日本語雑誌　査読論文数：0

    国際会議録　査読論文数：4

    国内会議録　査読論文数：0

  • 科学研究費委員会専門委員

    役割：審査・評価

    独立行政法人日本学術振興会  2021年11月 - 2024年3月

    　詳細を見る

    種別：審査・学術的助言 

  • 科学研究費委員会専門委員

    独立行政法人日本学術振興会  2021年11月 - 2023年10月

    　詳細を見る

  • プログラム編成WG委員

    日本原子力学会秋の大会・春の年会  2021年4月 - 2024年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 日本原子力学会

    （ Japan Japan ） 2021年4月 - 2024年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    researchmap

  • 日本原子力学会秋の大会・春の年会

    （ ウェブ Japan ） 2021年4月 - 2022年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    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

    日本語雑誌　査読論文数：0

    国際会議録　査読論文数：5

    国内会議録　査読論文数：0

  • 実行委員会委員

    日本原子力学会2020秋の大会  （ ウェブ Japan ） 2020年9月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 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：3

    日本語雑誌　査読論文数：0

    国際会議録　査読論文数：7

    国内会議録　査読論文数：0

  • 実行委員会委員 国際学術貢献

    （ Japan・Tsukuba Japan ） 2019年5月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    参加者数：900

  • 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：2

    日本語雑誌　査読論文数：1

    国際会議録　査読論文数：0

    国内会議録　査読論文数：0

  • 技術委員会委員 国際学術貢献

    2018年10月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    参加者数：500

  • Other 国際学術貢献

    The 10th International Conference on Boiling and Condensation Heat Transfer 2018  （ Nagasaki Japan Japan ） 2018年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

    参加者数：150

  • 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：3

    日本語雑誌　査読論文数：0

    国際会議録　査読論文数：4

    国内会議録　査読論文数：0

  • 学術論文等の審査

    役割：査読

    2017年

    　詳細を見る

    種別：査読等 

    外国語雑誌　査読論文数：2

    日本語雑誌　査読論文数：0

    国際会議録　査読論文数：5

    国内会議録　査読論文数：0

  • Journal of Nuclear Science and Technology 国際学術貢献

    2011年7月 - 2017年6月

    　詳細を見る

    種別：学会・研究会等 

▼全件表示

共同研究・競争的資金等の研究課題

  • 原子力発電所における重大事故時の核分裂生成物除去に関する実験研究

    2023年4月 - 2024年3月

    受託研究

    　 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

  • 溶融炉心物質の伝熱流動特性に関する基礎的研究

    2023年4月 - 2024年3月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 令和5年度原子力施設等防災対策等委託費（高速炉シビアアクシデント時の炉容器内FP移行挙動に関する検討）事業

    2023年4月 - 2024年3月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • ドイツ・カールスルーエ工科大学と九州大学エネルギー量子工学部門間のMOUに基つく共同研究 国際共著

    2022年6月 - 2027年5月

    　 詳細を見る

    担当区分：連携研究者 

    ドイツ・カールスルーエ工科大学, Institute for Applied Thermofluidics (IATF)と九州大学エネルギー量子工学部門間のMOUに基つき、原子炉熱流動をテーマとして共同研究を実施している

  • EU原子力教育プロジェクト「ENEN2Plus」（HORIZON-EURATOM-2021-NRT-01-13） 国際共著

    2022年6月 - 2026年5月

    　 詳細を見る

    担当区分：連携研究者 

    EUの原子力教育プロジェクト「ENEN2Plus」（HORIZON-EURATOM-2021-NRT-01-13）の国際パートナーとして参加した (June 1st, 2022 – May 31, 2026)。九大学生のEUに短期派遣交流やEU学生の受け入れを予定している。

  • 令和4年度原子力施設等防災対策等委託費（高速炉シビアアクシデント時の炉容器内FP移行挙動に関する検討）事業

    2022年4月 - 2023年3月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 原子力発電所における重大事故時の核分裂生成物除去に関する実験研究

    2022年4月 - 2023年3月

    受託研究

    　 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

  • 令和3年度原子力施設等防災対策等委託費（高速炉シビアアクシデント時の炉容器内FP移行挙動に関する検討）事業

    2021年4月 - 2022年3月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 原子力発電所における重大事故時の核分裂生成物除去に関する実験研究

    2021年4月 - 2022年3月

    受託研究

    　 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

  • 原子力発電所における重大事故時の核分裂生成物除去に関する実験研究

    2020年3月 - 2021年3月

    受託研究

    　 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

  • 低温排水からの蒸発湿分活用による高温空気生成システムの開発

    2020年 - 2021年

    A-STEP（研究成果最適展開支援プログラム）（科学技術振興機構）

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：受託研究

  • 「国家課題対応型研究開発推進事業」高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する液体燃料集合体型デバイスの開発

    2019年11月 - 2023年3月

    文部科学省（日本） 

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者 

    大型ナトリウム冷却高速炉を対象にした炉心損傷防止対策として、従前、炉停止機能喪失事象（ATWS）に対する各種の受動的安全設備が提案されてきた。一方、燃料インベントリの大きな大型高速炉を対象にした炉心損傷事故の緩和対策として採用されているCMR（controlledmaterialrelocation）概念は、炉心損傷事故時に炉心物質の再配置を制御することで体系の持つ余剰反応度を下げ、未臨界状態を維持するための機能を予め設計対策として組みこむことである。そこで本研究ではCMR概念に基づき、ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故の発生防止対策として、液体燃料をピン内に封入した集合体型概念を提案する。本集合体型デバイスは、炉心温度上昇時に単純な物理現象のみでピン内の液体燃料を当該デバイス内で移動（再配置）させ、ATWSの代表事象であるULOF（一次冷却材流量減少時のATWS）及びUTOP（制御棒異常引抜時のATWS）の双方に対して通常の固体燃料の損傷前に原子炉を未臨界状態する受動的安全性を有する。更に、既存のシビアアクシデントの発生防止対策と併用することで多様性・頑健性を有する独立な防護ラインを手厚くし、高い信頼水準で炉心損傷が極めて起こり難い事象と見なせるよう安全性の向上に貢献する。

  • 「国家課題対応型研究開発推進事業」ハニカム冷却技術による超臨界圧軽⽔炉の IVR 確⽴

    2019年11月 - 2023年3月

    文部科学省（日本） 

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者 

    実機条件を模擬した放射線照射下において沸騰冷却の限界性能が⼤幅に低下することが報告されている。これが原子炉実機で起こる場合、炉⼼溶融などの過酷事故時の安全防護策として開発されている IVR 技術（原⼦炉容器をプール⽔中に丸ごと⽔没させ外部冷却する⼿法）の成⽴性に⼤きな影響を与える。そこで本申請課題では、放射線照射効果が沸騰冷却の限界低下に与える効果を検討し、その冷却性能低下を阻⽌する⼿法を開発する。さらに⾰新的なハニカム冷却⼿法を導⼊することで、実機条件を模擬した放射線照射下においても超臨界圧軽⽔炉の IVR の限界性能の低下を阻⽌するどころか、⾶躍的に向上させる⼿法を開発する。

  • 令和元年度原子力施設等防災対策等委託費（高速炉シビアアクシデント時の炉容器内FP移行挙動に関する検討）事業

    2019年4月 - 2020年3月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する液体燃料集合体型デバイスの開発

    2019年 - 2022年

    文部科学省国家課題対応型研究開発事業原子力システム研究開発事業

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • ハニカム冷却技術による超臨界圧軽⽔炉のIVR確⽴

    2019年 - 2022年

    文部科学省国家課題対応型研究開発事業原子力システム研究開発事業

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • 平成30年度度原子力施設等防災対策等委託費（高速炉シビアアクシデント時の炉容器内FP移行挙動に関する検討）事業

    2018年4月 - 2019年3月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • メルトダウンが起こりえない受動的放射冷却を用いた原子炉圧力容器の革新的冷却設備

    研究課題/領域番号：18K05000  2018年 - 2020年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(C)

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：科研費

  • 平成29年度度原子力施設等防災対策等委託費（高速炉の損傷炉心プールのスロッシング挙動に関する水流動試験）事業

    2017年4月 - 2018年3月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 塩析出を伴う海水流動沸騰熱伝達と限界熱流束に関する研究

    研究課題/領域番号：17K06216  2017年 - 2019年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(C)

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者  資金種別：科研費

  • 強制流動サブクール沸騰限界熱流束発生機構－壁近傍気液構造に関する研究

    研究課題/領域番号：17K06217  2017年 - 2019年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(C)

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

▼全件表示

教育活動概要

  • 学部、学府における講義を実施している。
    定期セミナーを通じて学生に専門知識を体得させた上、課題を与えて解決してもらうことにより専門知識の定着や問題解決能力を促進する。
    卒論研究・修論研究及び博士論文研究の指導も実施している。

担当授業科目

  • 輸送現象論

    2024年4月 - 2024年9月   前期

  • 気液二相流特論

    2024年4月 - 2024年9月   前期

  • 原子炉熱流動工学

    2023年10月 - 2024年3月   後期

  • 量子物理工学概論

    2023年10月 - 2024年3月   後期

  • 国際環境システム工学第三

    2023年10月 - 2024年3月   後期

  • 量子物理工学実験

    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 C

    2023年4月 - 2024年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学発表演習Ｃ

    2023年4月 - 2024年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学実験C

    2023年4月 - 2024年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学講究C

    2023年4月 - 2024年3月   通年

  • 輸送現象論

    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

  • 量子物理工学演習Ⅱ

    2023年4月 - 2023年9月   前期

  • 気液二相流特論

    2023年4月 - 2023年9月   前期

  • 輸送現象論Ⅱ（24クラス）

    2022年12月 - 2023年2月   冬学期

  • 課題集約演習

    2022年10月 - 2023年3月   後期

  • 国際環境システム工学第三

    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

  • 輸送現象論Ⅰ（24クラス）

    2022年10月 - 2022年12月   秋学期

  • 核エネルギーシステム学研究計画演習 C

    2022年4月 - 2023年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学講究C

    2022年4月 - 2023年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学実験C

    2022年4月 - 2023年3月   通年

  • 気液二相流特論

    2022年4月 - 2022年9月   前期

  • エネルギー混相流体工学

    2022年4月 - 2022年9月   前期

  • 輸送現象論Ⅱ（24クラス）

    2021年12月 - 2022年2月   冬学期

  • 課題集約演習

    2021年10月 - 2022年3月   後期

  • 国際環境システム工学第三

    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

  • 輸送現象論Ⅰ（24クラス）

    2021年10月 - 2021年12月   秋学期

  • 核エネルギーシステム学発表演習Ｃ

    2021年4月 - 2022年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学講究C

    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Ｃ

    2021年4月 - 2022年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学実験C

    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 C

    2021年4月 - 2022年3月   通年

  • 気液二相流特論

    2021年4月 - 2021年9月   前期

  • エネルギー混相流体工学

    2021年4月 - 2021年9月   前期

  • 輸送現象論Ⅱ（24クラス）

    2020年12月 - 2021年2月   冬学期

  • 国際環境システム工学第三

    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

  • 輸送現象論Ⅰ（24クラス）

    2020年10月 - 2020年12月   秋学期

  • 核エネルギーシステム学発表演習Ｃ

    2020年4月 - 2021年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学実験C

    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 C

    2020年4月 - 2021年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学講究C

    2020年4月 - 2021年3月   通年

  • 量子理工学実験

    2020年4月 - 2020年9月   前期

  • エネルギー混相流体工学

    2020年4月 - 2020年9月   前期

  • 輸送現象論Ⅱ（24クラス）

    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

  • 国際環境システム工学第三

    2019年10月 - 2020年3月   後期

  • 輸送現象論Ⅰ（24クラス）

    2019年10月 - 2019年12月   秋学期

  • 核エネルギーシステム学実験 C

    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 C

    2019年4月 - 2020年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学発表演習Ｃ

    2019年4月 - 2020年3月   通年

  • 量子理工学実験

    2019年4月 - 2019年9月   前期

  • エネルギー混相流体工学

    2019年4月 - 2019年9月   前期

  • 量子理工学演習III

    2018年10月 - 2019年3月   後期

  • 国際環境システム工学第三

    2018年10月 - 2019年3月   後期

  • 輸送現象論

    2018年10月 - 2019年3月   後期

  • 核エネルギーシステム学実験 C

    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 C

    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Ｃ

    2018年4月 - 2019年3月   通年

  • エネルギー混相流体工学

    2018年4月 - 2018年9月   前期

  • 量子理工学演習III

    2017年10月 - 2018年3月   後期

  • 国際環境システム工学第三

    2017年10月 - 2018年3月   後期

  • 核エネルギーシステム学発表演習Ｃ

    2017年4月 - 2018年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学研究計画演習 C

    2017年4月 - 2018年3月   通年

  • 核エネルギーシステム学実験 C

    2017年4月 - 2018年3月   通年

  • エネルギー混相流体工学

    2017年4月 - 2017年9月   前期

▼全件表示

FD参加状況

  • 2023年6月   役割：参加   名称：高校訪問事業（出前講義、入試説明）に係るFD

    主催組織：部局

  • 2022年6月   役割：参加   名称：高校訪問事業（出前講義、入試説明）に関するFDについて

    主催組織：部局

  • 2022年3月   役割：参加   名称：バリアフリーシンポジウム（バリアフリーとアート）

    主催組織：全学

  • 2022年3月   役割：参加   名称：QE-boardの使用に関する説明会

    主催組織：部局

  • 2021年2月   役割：参加   名称：FD講演会「ルーブリックを活用した評価と授業改善」

    主催組織：部局

  • 2021年2月   役割：参加   名称：アカデミック・ライティング＆プレゼンテーション教材開発　―英語で科学するアクティブ・ラーナー育成に向けて―

    主催組織：部局

  • 2020年12月   役割：参加   名称：令和２年度 第２回工学部ＦＤ（１日目） 総合型選抜の実施に向けて―面接の全般的な内容（注意事項、採点方法など）

    主催組織：部局

  • 2020年8月   役割：参加   名称：【IDE大学セミナー】大学教職員の多様な働き方について

  • 2020年7月   役割：参加   名称：アフターコロナの大学はどうあるべきか

    主催組織：部局

  • 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

  • 2020年4月   役割：参加   名称：Moodleを利用したe-Learning実例報告

    主催組織：部局

  • 2018年12月   役割：参加   名称：Scival/Pure利用説明会

    主催組織：全学

  • 2017年6月   役割：参加   名称：教育の質向上支援プログラム（EEP）成果発表会

    主催組織：全学

▼全件表示

他大学・他機関等の客員・兼任・非常勤講師等

  • 2024年  日本原子力研究開発機構  区分:非常勤講師  国内外の区分:国内 

    学期、曜日時限または期間：9月17日全6時間

  • 2023年  日本原子力研究開発機構  区分:非常勤講師  国内外の区分:国内 

    学期、曜日時限または期間：7月24日全6時間

  • 2023年  Karsruhe Institute of Technology  区分:集中講義  国内外の区分:国外 

    学期、曜日時限または期間：3月20日 4コマ6時間 3月21日 4コマ6時間

  • 2022年  ドイツ・カールスルーエ工科大学  国内外の区分:国外 

    学期、曜日時限または期間：ドイツ・カールスルーエ工科大学, Institute for Applied Thermofluidics (IATF)と九州大学エネルギー量子工学部門間のMOUに基つき、2022年08月～2022年10月(1ヶ月以上), ドイツ・カールスルーエ工科大学, Institute for Applied Thermofluidics (IATF)から博士課程学生1名実習生として受け入れた。

  • 2022年  日本原子力研究開発機構  区分:非常勤講師  国内外の区分:国内 

    学期、曜日時限または期間：5月24日、11月30日、12月1日 全8時間

  • 2021年  日本原子力研究開発機構  区分:非常勤講師  国内外の区分:国内 

    学期、曜日時限または期間：令和３年9月2１日、令和３年9月29日　全5時間

  • 2020年  日本原子力研究開発機構  区分:非常勤講師  国内外の区分:国内 

    学期、曜日時限または期間：令和３年１月19日 全3時間

  • 2019年  日本原子力研究開発機構  区分:非常勤講師  国内外の区分:国内 

    学期、曜日時限または期間：令和1年８月29日～令和1年８月30日 全７時間

  • 2018年  日本原子力研究開発機構  区分:非常勤講師  国内外の区分:国内 

    学期、曜日時限または期間：平成30年８月23日～平成30年８月24日 全７時間

  • 2018年  上海交通大学  区分:客員教員  国内外の区分:国外 

    学期、曜日時限または期間：平成３０年7月１日～平成31年6月30日

  • 2017年  上海交通大学  区分:客員教員  国内外の区分:国外 

    学期、曜日時限または期間：平成29年７月1日～平成３０年6月30日

  • 2017年  日本原子力研究開発機構  区分:非常勤講師  国内外の区分:国内 

    学期、曜日時限または期間：平成２９年８月２９日～平成２９年８月３０日 全７時間

▼全件表示

国際教育イベント等への参加状況等

  • 2024年8月

    九州大学

    2024 SJTU – KAIST – NTHU - KU - HEU Joint Summer School on Nuclear Science and Technology

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：日本・福岡

    参加者数：60

  • 2023年8月

    KAIST

    2023 SJTU – KAIST – NTHU - KU Joint Summer School on Nuclear Science and Technology

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：Daejeon, South Korea

    参加者数：60

  • 2021年8月

    台湾清華大学

    2021 SJTU – KAIST – NTHU - KU Joint Summer School on Nuclear Science and Technology

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：オンライン

    参加者数：53

  • 2021年6月

    韓国・ソウル大学校　工科大学原子核工学科 九州大学大学院工学府エネルギー量子工学専攻

    2nd SNU-KYUSHU JOINT SYMPOSIUM Satellite Session　 Session Theme： Nuclear thermal-hydraulics and safety

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：ZOOM

    参加者数：53

  • 2020年8月

    中国　上海交通大学

    2020 SJTU – KAIST – NTHU - KU Joint Summer School on Nuclear Science and Technology

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：ウェブ開催

    参加者数：55

  • 2019年12月

    韓国・ソウル大学校　工科大学原子核工学科 九州大学大学院工学府エネルギー量子工学専攻

    2019 Joint Laboratory Workshop on Nuclear Engineering between Kyushu University and Seoul National University

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：日本・福岡

    参加者数：20

  • 2019年8月

    九大　エネルギー量子工学部門

    2019 SJTU – KAIST – NTHU - KU Joint Summer School on Nuclear Science and Technology

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：日本・福岡

    参加者数：59

  • 2018年12月

    韓国・ソウル大学校　工科大学原子核工学科 九州大学大学院工学府エネルギー量子工学専攻

    2018 Joint Laboratory Workshop on Nuclear Engineering between Kyushu University and Seoul National University

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：韓国・ソウル

    参加者数：22

  • 2017年12月

    韓国・ソウル大学校　工科大学原子核工学科 九州大学大学院工学府エネルギー量子工学専攻

    Joint Laboratory Workshop on Nuclear Engineering between Seoul National University and Kyushu University

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：日本・福岡

    参加者数：18

  • 2017年11月

    中国・中山大学 Sino-French Institute of Nuclear Engineering & Technology 九州大学大学院工学府エネルギー量子工学専攻

    Joint Laboratory Workshop on Nuclear Engineering Thermal-hydraulics and safety between Sun Yat-Sen University and Kyushu University

    　 詳細を見る

    開催国・都市名：日本・福岡

    参加者数：16

▼全件表示

その他教育活動及び特記事項

  • 2024年  クラス担任  学部

  • 2023年  クラス担任  学部

  • 2022年  その他特記事項  2022年6月、ドイツ・カールスルーエ工科大学, Institute for Applied Thermofluidics (IATF)と九州大学エネルギー量子工学部門間のMOUを 締結した。MOUに基づき2022年8月から10月まで、KITから博士課程学生一名を実習生として九大に受け入れた。

    　詳細を見る

    2022年6月、ドイツ・カールスルーエ工科大学, Institute for Applied Thermofluidics (IATF)と九州大学エネルギー量子工学部門間のMOUを 締結した。MOUに基づき2022年8月から10月まで、KITから博士課程学生一名を実習生として九大に受け入れた。

  • 2022年  その他特記事項  EUの原子力教育プロジェクト「ENEN2Plus」（HORIZON-EURATOM-2021-NRT-01-13）の国際パートナーとして参加している (June 1st, 2022 – May 31, 2026)。学生をEUに短期派遣交流する予定がある。

    　詳細を見る

    EUの原子力教育プロジェクト「ENEN2Plus」（HORIZON-EURATOM-2021-NRT-01-13）の国際パートナーとして参加している (June 1st, 2022 – May 31, 2026)。学生をEUに短期派遣交流する予定がある。

  • 2020年  クラス担任  学部

  • 2019年  クラス担任  学部

  • 2019年  その他特記事項  上海交通大学―韓国先端科学技術大学－台湾清華大学の三校の間で発足された原子力工学合同サマースクールに九州大学(KU)も参入し、2019四校合同サマースクールを九大に誘致した。本サマースクールは、日本原子力学会九州支部の共催で、2019年8月5日～9日までに九大伊都キャパスで開催した。上記４校の他、ドイツKITからの参加も加わり、計59人の参加があった。学生から大変好評を受けた。

    　詳細を見る

    上海交通大学―韓国先端科学技術大学－台湾清華大学の三校の間で発足された原子力工学合同サマースクールに九州大学(KU)も参入し、2019四校合同サマースクールを九大に誘致した。本サマースクールは、日本原子力学会九州支部の共催で、2019年8月5日～9日までに九大伊都キャパスで開催した。上記４校の他、ドイツKITからの参加も加わり、計59人の参加があった。学生から大変好評を受けた。

  • 2018年  クラス担任  学部

  • 2017年  クラス担任  全学

  • 2017年  クラス担任  学部

▼全件表示

社会貢献・国際連携活動概要

  • 1.　2022年6月～2027年5月まで、ドイツ・カールスルーエ工科大学, Institute for Applied Thermofluidics (IATF)と九州大学エネルギー量子工学部門間のMOUを締結した。MOUに基づき2022年8月から10月まで、KIT博士学生一名を九大に受け入れた。共同で学生指導及び研究を実施している。
    2.　EUの原子力教育プロジェクト「ENEN2Plus」（HORIZON-EURATOM-2021-NRT-01-13）の国際パートナーとして参加した (June 1st, 2022 – May 31, 2026)。2024年度に九大学生をEUに短期派遣交流する予定がある。

社会貢献活動

  • 九州大学・工学部・量子物理工学科について

    筑紫女学園高等学校  2023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

  • エネルギーと環境について

    筑紫女学園高等学校  2023年9月

    　詳細を見る

    種別：セミナー・ワークショップ

    researchmap

  • 日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 R4年度講師育成研修 「原子炉工学」熱水力学

    2022年12月

    　詳細を見る

    種別：その他

    researchmap

  • エネルギーと環境について

    諫早高等学校  2022年8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ついて

    諫早高等学校  2022年8月

    　詳細を見る

    種別：セミナー・ワークショップ

    researchmap

  • 日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 FTC研修(炉工学) タイ

    2022年5月

    　詳細を見る

    種別：その他

    researchmap

  • 福岡県立城南高等学校 令和1年度理数コース「先端技術体験講座」発表会テーマ評価

    2020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：その他

  • 福岡県立城南高等学校 令和1年度理数コース「先端技術体験講座」発表会テーマ評価

    2020年9月

    　詳細を見る

    種別：その他

    researchmap

  • エネルギー科学科「出前授業」世話人

    2019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

  • エネルギー科学科「出前授業」世話人

    2019年6月

    　詳細を見る

    種別：その他

    researchmap

  • 福岡県立城南高等学校 平成30年度理数コース「先端技術体験講座」事前指導

    2019年5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

  • 福岡県立城南高等学校 平成30年度理数コース「先端技術体験講座」事前指導

    2019年5月

    　詳細を見る

    種別：セミナー・ワークショップ

    researchmap

  • 福岡県立城南高等学校 平成31年度理数コース「先端技術体験講座」世話人

    2019年4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

  • 福岡県立城南高等学校 平成31年度理数コース「先端技術体験講座」世話人

    2019年4月

    　詳細を見る

    種別：セミナー・ワークショップ

    researchmap

  • 福岡県立城南高等学校 平成30年度理数コース「先端技術体験講座」発表会テーマ評価

    2019年3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

  • 福岡県立城南高等学校 平成30年度理数コース「先端技術体験講座」発表会テーマ評価

    2019年3月

    　詳細を見る

    種別：その他

    researchmap

▼全件表示

諸外国を対象とした高度専門職業人教育活動

  • 2024年9月   日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 R6年度講師育成研修 「原子炉工学」熱水力学

    学生／研修生の主な所属国：インドネシア共和国

    学生／研修生のその他の所属国：インドネシア、カザフスタン、マレーシア、モンゴル、フィリピン、タイ、トルコ、バングラデシュ、ベトナム

  • 2023年7月   日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 R5年度講師育成研修 「原子炉工学」熱水力学

    学生／研修生の主な所属国：インドネシア共和国

    学生／研修生のその他の所属国：インドネシア、カザフスタン、マレーシア、モンゴル、フィリピン、タイ、トルコ、バングラデシュ、ベトナム

  • 2022年12月   日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 R4年度講師育成研修 「原子炉工学」熱水力学

    学生／研修生の主な所属国：インドネシア共和国

    学生／研修生のその他の所属国：インドネシア、カザフスタン、マレーシア、モンゴル、フィリピン、タイ、トルコ、バングラデシュ、ベトナム

  • 2022年5月   日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 FTC研修(炉工学) タイ

    学生／研修生の主な所属国：タイ王国

    学生／研修生のその他の所属国：タイ

  • 2021年9月   日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 R3年度講師育成研修 「原子炉工学」熱水力学

    学生／研修生の主な所属国：インドネシア共和国

    学生／研修生のその他の所属国：インドネシア、カザフスタン、マレーシア、モンゴル、フィリピン、タイ、トルコ、バングラデシュ、ベトナム

  • 2021年1月   日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 R2年度講師育成研修 「原子炉工学」

    学生／研修生の主な所属国：インドネシア共和国

    学生／研修生のその他の所属国：インドネシア、カザフスタン、マレーシア、モンゴル、フィリピン、タイ、トルコ、バングラデシュ、ベトナム

  • 2019年8月   日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 H31年度講師育成研修 「原子炉工学コース」

    学生／研修生の主な所属国：インドネシア共和国

    学生／研修生のその他の所属国：インドネシア、カザフスタン、マレーシア、モンゴル、フィリピン、タイ、トルコ、バングラデシュ、ベトナム

  • 2018年10月 - 2019年3月   文部科学省平成30年度放射線利用技術等国際交流(研究者育成）事業（原子力研究交流制度）

    学生／研修生の主な所属国：インドネシア共和国

  • 2018年8月   日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 H30年度講師育成研修 「原子炉工学コース」

    学生／研修生の主な所属国：インドネシア共和国

    学生／研修生のその他の所属国：インドネシア、カザフスタン、マレーシア、モンゴル、フィリピン、タイ、トルコ、バングラデシュ、ベトナム

  • 2017年8月   日本原子力研究開発機構 原子力人材育成センター 国際原子力人材育成課 H29年度講師育成研修 「原子炉工学コース」

    学生／研修生の主な所属国：インドネシア共和国

    学生／研修生のその他の所属国：インドネシア、カザフスタン、マレーシア、モンゴル、フィリピン、タイ、トルコ、バングラデシュ、ベトナム

▼全件表示

外国人研究者等の受け入れ状況

  • バングラデシュ原子力委員会

    受入れ期間： 2022年11月 - 2022年12月   （期間）：2週間以上1ヶ月未満

    国籍：バングラデシュ人民共和国

    専業主体：外国政府・外国研究機関・国際機関

  • ドイツ・カールスルーエ工科大学

    受入れ期間： 2022年8月 - 2022年10月   （期間）：1ヶ月以上

    国籍：中華人民共和国

    専業主体：その他

  • インドネシア原子力規制庁 核燃料技術センター

    受入れ期間： 2018年10月 - 2019年3月   （期間）：1ヶ月以上

    国籍：インドネシア共和国

    専業主体：文部科学省

海外渡航歴

  • 2024年2月 - 2024年5月

    滞在国名1：ドイツ連邦共和国   滞在機関名1：Karsruhe Institute of Technology

  • 2018年2月 - 2018年3月

    滞在国名1：中華人民共和国   滞在機関名1：上海交通大学

  • 2014年1月 - 2015年1月

    滞在国名1：アメリカ合衆国   滞在機関名1：Rensselaer Polytechnic Institute

学内運営に関わる各種委員・役職等

  • 2024年4月 - 2025年3月   学部 工学部III群広報委員

  • 2024年4月 - 2025年3月   部門 エネルギー量子工学部門 工場・安全衛生委員長

  • 2024年4月 - 2025年3月   部門 量子物理工学科広報委員長

  • 2023年4月 - 2024年3月   部門 エネルギー量子工学部門 工場・安全衛生委員長

  • 2022年4月 - 2023年3月   その他 運営委員

  • 2022年4月 - 2023年3月   部門 エネルギー量子工学部門 工場・安全衛生委員長

  • 2021年4月 - 2022年3月   その他 運営委員

  • 2021年4月 - 2022年3月   部門 エネルギー量子工学部門　工場・安全衛生委員長

  • 2020年4月 - 2021年3月   部門 エネルギー量子工学部門 工場・安全衛生委員長

  • 2019年4月 - 2020年3月   部門 エネルギー科学科広報委員長

  • 2018年4月 - 2019年3月   学部 基幹教育広報誌 嚶鳴編集専門委員会委員

  • 2018年4月 - 2019年3月   部門 エネルギー科学科広報委員

▼全件表示