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劉 維(リュウ ウェイ) データ更新日:2021.06.19

准教授 /  工学研究院 エネルギー量子工学部門 核エネルギーシステム


主な研究テーマ
エアロゾル移行挙動に関する研究
キーワード:エアロゾル、輸送、メカニズム、原子力プラント
2020.04~2023.03.
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
キーワード:高温空気生成、フェーン、低温廃水利用
2019.11~2022.03.
沸騰及び限界熱流束に関する解析手法の開発
キーワード:沸騰、限界熱流束、シミュレーション
2019.11~2023.03.
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
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
2019.11~2023.03.
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
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
2017.04~2021.03.
狭隘流路における伝熱流動に関する研究
キーワード:気液二相流、伝熱、流動、沸騰、圧力損失
2017.04~2021.03.
従事しているプロジェクト研究
「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
2019.11~2023.03, 代表者:守田 幸路, 九州大学, 文部科学省(日本)
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
2019.11~2023.03, 代表者:森 昌司, 九州大学, 文部科学省(日本)
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。.
研究業績
主要著書
主要原著論文
主要学会発表等
学会活動
所属学会名
日本機械学会
日本原子力学会
日本伝熱学会
学協会役員等への就任
2021.04~2022.03, 日本原子力学会・熱流動部会, 運営委員.
2021.04~2022.03, 日本機械学会・動力エネルギーシステム部門, 運営委員.
2020.04~2021.03, 日本原子力学会・熱流動部会, 運営委員.
2020.04~2021.03, 日本機械学会・動力エネルギーシステム部門, 運営委員.
2017.04~2022.03, 日本機械学会・相変化界面研究会, 幹事.
2019.02~2022.03, 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.
2018.04~2019.03, 日本原子力学会九州支部, 幹事.
2017.04~2018.03, 日本原子力学会九州支部, 幹事.
2019.04~2020.03, 日本機械学会・動力エネルギーシステム部門, 運営委員.
2018.04~2019.03, 日本機械学会・動力エネルギーシステム部門, 運営委員.
学会大会・会議・シンポジウム等における役割
2022.10~2022.10, 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12), 学生プログラム.
2021.04~2022.03.01, 日本原子力学会秋の大会・春の年会, プログラウ編成WG委員.
2020.09.16~2020.09.18, 日本原子力学会2020秋の大会, 実行委員会委員.
2019.05.19~2019.05.24, The 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE27), 運営委員.
2018.10.14~2018.10.18, 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12), Technical Program Committee (TPC) member.
2018.03.12~2018.03.15, The 10th International Conference on Boiling and Condensation Heat Transfer 2018, 実行委員会委員.
学会誌・雑誌・著書の編集への参加状況
2011.07~2017.06, Journal of Nuclear Science and Technology, 国際, 編集委員.
学術論文等の審査
年度 外国語雑誌査読論文数 日本語雑誌査読論文数 国際会議録査読論文数 国内会議録査読論文数 合計
2020年度 10 
2019年度
2018年度
2017年度
その他の研究活動
海外渡航状況, 海外での教育研究歴
上海交通大学, China, 2018.02~2018.03.
Rensselaer Polytechnic Institute, UnitedStatesofAmerica, 2014.01~2015.01.
外国人研究者等の受入れ状況
2018.10~2019.03, 1ヶ月以上, インドネシア原子力規制庁 核燃料技術センター, Indonesia, 文部科学省.
研究資金
科学研究費補助金の採択状況(文部科学省、日本学術振興会)
2018年度~2020年度, 基盤研究(C), 分担, 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.
2017年度~2019年度, 基盤研究(C), 分担, 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.
2017年度~2019年度, 基盤研究(C), 代表, 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.
競争的資金(受託研究を含む)の採択状況
2020年度~2021年度, 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), 代表, 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.
2019年度~2022年度, 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, 分担, ハニカム冷却技術による超臨界圧軽⽔炉のIVR確⽴.
2019年度~2022年度, 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, 分担, 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.
共同研究、受託研究(競争的資金を除く)の受入状況
2020.03~2021.03, 代表, 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.
2019.04~2020.03, 分担, 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.
2018.04~2019.03, 分担, 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.
2017.04~2018.03, 分担, 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.

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