与能本泰介 (Taisuke Yonomoto) - マイポータル

基本情報

所属: 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門　安全研究センター

J-GLOBAL ID: 202101011116958940
researchmap会員ID: R000017318

論文

CFD analysis on stratification dissolution and breakup of the air-helium gas mixture by natural convection in a large-scale enclosed vessel

Hamdani A., 安部諭, 石垣将宏, 柴本泰照, 与能本泰介

Progress in Nuclear Energy 153 104415\_1-104415\_16 2022年11月査読有り
Volume of Fluid法の界面圧縮法に関する数値解析

岡垣百合亜, 与能本泰介, 石垣将宏, 廣瀬意育

Fluids (Internet) 6(2) 80\_1-80\_17 2021年2月査読有り
鉛直噴流による密度成層浸食; 乱流シュミット数の動的変化に関する実験および数値解析的調査

安部諭, Studer E.*, 石垣将宏, 柴本泰照, 与能本泰介

Nuclear Engineering and Design 368 110785\_1-110785\_14 2020年11月査読有り
CIGMA装置を用いた格納容器外面冷却時における密度成層挙動の実験的研究

石垣将宏, 安部諭, 柴本泰照, 与能本泰介

Nuclear Engineering and Design 367 110790\_1-110790\_15 2020年10月査読有り
外面冷却時の格納容器内非定常自然対流; CFDシミュレーション

Hamdani A., 安部諭, 石垣将宏, 柴本泰照, 与能本泰介

Energies (Internet) 13(14) 3652\_1-3652\_22 2020年7月査読有り
水-空気単一ロッド体系におけるリウェットフロント近傍の液膜挙動及び熱伝達機構

和田裕貴, Le T. D., 佐藤聡, 柴本泰照, 与能本泰介

Journal of Nuclear Science and Technology 57(1) 100-113 2020年1月査読有り
原子力機構におけるATWSを含む事故時に生じるドライアウトおよびリウェットに関する研究

佐藤聡, 和田裕貴, 柴本泰照, 与能本泰介

Nuclear Engineering and Design 354 110164\_1-110164\_10 2019年12月査読有り
CIGMA装置を用いた格納容器ベントによる密度成層挙動に関する実験

石垣将宏, 安部諭, 柴本泰照, 与能本泰介

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive) 5927-5940 2019年8月査読有り
鉛直管内を上昇する液膜流の超音波測定

和田裕貴, 佐藤聡, 柴本泰照, 与能本泰介, 佐川淳*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive) 4518-4531 2019年8月査読有り
外表面冷却を伴う格納容器への加熱噴流注入に関するCIGMA実験のCFD解析

Hamdani A., 安部諭, 石垣将宏, 柴本泰照, 与能本泰介

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive) 5463-5479 2019年8月査読有り
プールスクラビングにおけるエアロゾル濃度に対する除染係数の依存性に関する実験的研究

孫昊旻, 柴本泰照, 岡垣百合亜, 与能本泰介

Science and Technology of Nuclear Installations 2019 1743982\_1-1743982\_15 2019年6月査読有り
鉛直噴流による密度成層崩壊におけるグレーチング型構造物の影響

安部諭, 石垣将宏, 柴本泰照, 与能本泰介

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive) 9 2018年10月査読有り
CIGMAを用いた格納容器外面冷却時における成層崩壊挙動に関する実験(CC-PL-12, CC-PL-24)

石垣将宏, 安部諭, 柴本泰照, 与能本泰介

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive) 11 2018年10月査読有り
水-空気流下における単一模擬燃料棒リウェット時の液膜流特性について

和田裕貴, Le T. D., 佐藤聡, 柴本泰照, 与能本泰介

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet) 10 2018年7月査読有り
常温常圧環境下におけるプールスクラビング除染係数のエアロゾル個数濃度に対する依存性に関する実験的研究

孫昊旻, 町田真一*, 柴本泰照, 岡垣百合亜, 与能本泰介

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet) 7 2018年7月査読有り
拡散噴流による密度成層崩壊; MISTRA HM1-1およびHM1-1bis試験とそれらのCFD解析

安部諭, Studer E.*, 石垣将宏, 柴本泰照, 与能本泰介

Nuclear Engineering and Design 331 162-175 2018年5月査読有り
沸騰遷移後熱伝達とリウェット挙動に関する実験的研究

佐藤聡, 和田裕貴, Le T. D., 柴本泰照, 与能本泰介

Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive) 12 2018年1月査読有り
CIGMA装置を用いた格納容器外面冷却に関する実験的研究

柴本泰照, 石垣将宏, 安部諭, 与能本泰介

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive) 14 2017年9月査読有り
小型容器における密度成層侵食・崩壊に関するダイナミックシュミット数モデルを用いたRANS解析

安部諭, Studer E.*, 石垣将宏, 柴本泰照, 与能本泰介

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive) 13 2017年9月査読有り
浮力ジェットの数値シミュレーションにおけるメッシュ非直交性の影響

石垣将宏, 安部諭, 柴本泰照, 与能本泰介

Nuclear Engineering and Design 314 326-337 2017年4月査読有り

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MISC

110

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月$\sim$2020年9月)

与能本泰介, 中島宏*, 曽野浩樹, 岸本克己, 井澤一彦, 木名瀬政美, 長明彦, 小川和彦, 堀口洋徳, 猪井宏幸 …

JAEA-Review 2020-056 (2020-056) 51 2021年3月
研究炉等へのグレーデッドアプローチ適用に係る課題と提言

与能本泰介, 峯尾英章, 村山洋二, 芳原新也*, 中島健*, 中塚亨, 上坂充*

日本原子力学会誌 63(1) 73-77 2021年1月
大型装置CIGMAを用いた格納容器熱水力安全研究; 重大事故の評価手法と安全対策の高度化を目指して

柴本泰照, 与能本泰介, 堀田亮年*

日本原子力学会誌ATOMO$\Sigma$ 58(9) 553-557 2016年9月
福島第一原子力発電所事故に関する5つの事故調査報告書のレビューと技術的課題の分析;事故の進展と原因に焦点を当てて

渡邉憲夫, 与能本泰介, 玉置等史, 中村武彦, 丸山結

Journal of Nuclear Science and Technology 52(1) 41-56 2015年1月
定常自然循環冷却時の蒸気発生器における非一様流動の解析

Susyadi, 与能本泰介

JAERI-Research 2005-011 64 2005年6月
JMTRで実施される炉内複合照射環境下での小口径配管限界熱流束試験の計画概要

柴本泰照, 与能本泰介, 中村秀夫, 錦沢友俊

Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4) 210-214 2004年11月
受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発(受託研究)

岩村公道, 大久保努, 秋江拓志, 久語輝彦, 与能本泰介, 呉田昌俊, 石川信行, 長家康展, 新谷文将, 岡嶋成晃 …

JAERI-Research 2004-008 383 2004年6月
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村守, 小川隆, 岡野靖, 山口浩之, 村上勤, 高木直行, 西口洋平, 杉野和輝, 永沼正行, 菱田正彦 …

JNC-TN9400 2004-035 2071 2004年6月
蒸気発生器伝熱管複数本破断事象の評価

Seul K. W.*, 与能本泰介, Bang Y. S.*, 安濃田良成

Proceedings of 6th Biennial Conference on Engineering Systems Design and Analysis (ESDA2002) 9 2002年7月
ROSA/LSTF装置を用いた将来型炉の安全系に関する研究

与能本泰介, 大津巌, 中村秀夫, 近藤昌也, Svetlov S.*

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 215-220 2002年6月
受動的安全機能を有する低減速スペクトル炉の炉心及びシステム設計

岩村公道, 大久保努, 与能本泰介, 竹田練三*, 守屋公三明*, 菅野実*

Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM) 8 2002年1月
原研ROSA計画での将来型炉システムに関する熱水力研究

与能本泰介, 大津巌, Svetlov S.*

Proceedings of 3rd Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-3) 521-528 2002年1月
光ファイバーボイドプローブによる気泡速度計測へのウェーブレットの適用

大津巌, 近藤昌也, 与能本泰介, 安濃田良成

日本機械学会2001年度年次大会講演論文集, Vol.1 1 7-8 2001年1月
ROSA/LSTF装置を用いた次世代PWRに関する熱水力研究

与能本泰介, 安濃田良成

IAEA-TECDOC-1149 233-246 2000年5月
原子炉水平配管内の高密度流体中への低密度流体の浸入挙動

柴本泰照, 久木田豊*, 与能本泰介, 安濃田良成

Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2) 374-380 2000年1月
次世代PWR用低圧自然循環熱除去に関するROSA/LSTF実験

与能本泰介, 大津巌

Proceedings of 12th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2000), Vol.1 317-329 2000年1月
原子炉水平レグ内の二層対向密度流に関する実験的研究

柴本泰照, 与能本泰介, 安濃田良成, 久木田豊*

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM) 14 1999年1月
受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析の現状と課題

有冨正憲*, 大貫晃, 新井健司*, 菊田充孝*, 与能本泰介, 新谷文将, 秋本肇

日本原子力学会誌 41(7) 738-757 1999年1月
ROSA/AP600実験における静的余熱除去系の熱伝達解析

与能本泰介, 久木田豊, R.R.Schultz*

Nuclear Technology 124(1) 18-30 1998年10月
蒸気発生器二次側冷却により一次系減圧と受動的長期炉心冷却を行う次世代炉の熱水力特性

与能本泰介, 大津巌, 安濃田良成

Nucl. Eng. Des. 185(1) 83-96 1998年1月

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講演・口頭発表等

NSRR施設における簡易的なPRAのための事故シナリオ分析

求惟子, 玉置等史, 与能本泰介, 天谷政樹

日本原子力学会2024年春の年会
NSRR施設における簡易的なPRAのためのハザード分析

求惟子, 玉置等史, 与能本泰介, 天谷政樹

日本原子力学会2023年秋の大会
NSRR施設の保全活動における機器類の重要度分類

求惟子, 飛田徹, 与能本泰介, 天谷政樹

日本原子力学会2023年春の年会
NSRR原子炉施設における新検査制度に対応した保全活動の将来像について

求惟子, 天谷政樹, 与能本泰介

日本原子力学会2022年秋の大会
NSRRのカプセルシール部等破損事故時におけるFPの移行挙動

求惟子, 中塚亨, 天谷政樹, 与能本泰介

日本原子力学会2022年春の年会
新型軽水炉安全工学(北海道大学エネルギー環境システム特別講義)

与能本泰介

北海道大学オープンエデュケーションセンター(エネルギー環境システム特別講義)
研究炉等の安全確保に係るグレーデッドアプローチ適用に向けた工学的手法整備の取組

中塚亨, 津村貴史, 求惟子, 天谷政樹, 与能本泰介

日本原子力学会2021年秋の大会
NSRRの事故時における放射線業務従事者の被ばく評価

求惟子, 中塚亨, 天谷政樹, 与能本泰介

日本原子力学会2021年秋の大会
プール型試験研究炉の設計基準を超える事故の解析,3; プール水喪失事故時の炉心の熱的挙動

津村貴史, 中塚亨, 与能本泰介

日本原子力学会2021年春の年会
プール型試験研究炉の仮想的な事故条件での大気拡散解析

津村貴史, 木村仁宣, 中塚亨, 与能本泰介

日本原子力学会2020年秋の大会
プール型試験研究炉の設計基準を超える事故の解析,2; 炉内の多次元熱水力挙動の検討

津村貴史, 平根伸彦, 中塚亨, 与能本泰介

日本原子力学会2020年春の年会
沸騰遷移後の炉心熱伝達挙動のメカニズム解明に向けた研究

和田裕貴, 佐藤聡, 柴本泰照, 与能本泰介

令和元年度安全研究センター報告会
超音波微小液膜測定技術の開発におけるComWAVEの活用

和田裕貴, 佐川淳*, 佐藤聡, 柴本泰照, 与能本泰介

超音波ソリューションセミナー2019
CIGMAを用いたシビアアクシデント時の格納容器熱水力現象に関する実験,1; 外面冷却による密度成層浸食崩壊実験

安部諭, 石垣将宏, 柴本泰照, 与能本泰介

日本原子力学会2019年秋の大会
プール型試験研究炉の設計基準を超える事故の解析

津村貴史, 平根伸彦, 中塚亨, 与能本泰介

日本原子力学会2019年秋の大会
CIGMA装置内での外面冷却時における高温浮力噴流に関する数値解析

Hamdani A., 安部諭, 石垣将宏, 柴本泰照, 与能本泰介

日本原子力学会2019年秋の大会
Evaluation of liquid film front behavior during rewetting process based on visualization experiment

Le T. D., 和田裕貴, 柴本泰照, 与能本泰介

日本原子力学会2019年春の年会
試験研究炉の安全に係る等級別扱いについて

与能本泰介, 中塚亨, 平根伸彦, 津村貴史

日本原子力学会2019年春の年会
格納容器ベント時の密度成層挙動に関するCIGMA実験

石垣将宏, 安部諭, 柴本泰照, 与能本泰介

日本原子力学会2019年春の年会
格納容器外面冷却に関するCIGMA実験; 境界熱伝達の影響

柴本泰照, 石垣将宏, 安部諭, 与能本泰介

日本原子力学会2018年秋の大会

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