山路 哲史

J-GLOBALへ         更新日: 19/03/06 02:46
 
アバター
研究者氏名
山路 哲史
 
ヤマジ アキフミ
eメール
akifumi.yamajiwaseda.jp
URL
http://www.f.waseda.jp/akifumi.yamaji/
所属
早稲田大学
部署
理工学術院 大学院先進理工学研究科
職名
准教授
学位
博士(工学)(東京大学)
科研費研究者番号
00571704

研究分野

 
 

経歴

 
2006年4月
 - 
2014年8月
日本原子力研究開発機構(JAEA) 研究員
 
2011年9月
 - 
2014年8月
経済協力開発機構原子力機関 Data Bank Nuclear Scientist
 
2014年9月
 - 
2017年3月
早稲田大学 共同原子力専攻 講師(専任)
 
2017年4月
   
 
現在:早稲田大学 共同原子力専攻 准教授
 

学歴

 
1996年9月
 - 
1997年3月
Imperial College London Department of Physics Department of Physics
 
1997年4月
 - 
2001年3月
東京大学 工学部 システム量子工学科
 
2001年4月
 - 
2006年3月
東京大学大学院 工学系研究科 システム量子工学専攻
 

委員歴

 
2014年12月
 - 
2017年3月
日本原子力学会「社会と共存する魅力的な軽水炉の展望」調査専門委員会  委員
 
2015年4月
 - 
2019年3月
日本原子力学会海外情報連絡会  委員
 
2016年6月
 - 
2018年3月
日本原子力学会「燃料デブリ」研究専門委員会  委員
 
2017年12月
 - 
2019年3月
日本原子力学会熱流動部会「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ検討」ワーキンググループ安全評価サブワーキンググループ  委員
 
2018年7月
 - 
2020年3月
日本原子力学会原子力発電部会「次期軽水炉の技術要件」WG  委員
 

受賞

 
2018年9月
日本原子力学会 第29回日本原子力学会熱流動部会部会賞・優秀講演賞 Multi-physicsモデリングによる Ex-Vessel溶融物挙動理解の深化(2)全体概要とMPS法によるSpreading解析の高度化
受賞者: 山路 哲史,古谷 正裕,大石 佑治,段 广涛
 
2013年3月
日本原子力学会英文誌最多引用論文賞(共著受賞)
 
2007年3月
日本原子力学会奨励賞
 

論文

 
Guangtao Duan; Akifumi Yamaji; Seiichi Koshizuka
Nuclear Engineering and Design   343 218-231   2019年1月   [査読有り]
Corium (lava-like mixture of fissile material) spreading prediction is of great significance in the severe accidents
of nuclear power plants. Crust formation due to solidification distinguishes corium spreading from common
isothermal spreading. Th...
TetsuoTakei; AkifumiYamaji
Nuclear Engineering and Design   333 45-54   2018年7月
Pressurized water reactor (PWR) is the reactor type with the most abundant operation experience in the world. However, studies on designing PWR-type fast reactors have been limited and there have not been any PWR-type fast breeder reactor design c...
Guangtao Duan; Seiichi Koshizuka; Akifumi Yamaji; Bin Chen; Xin Li; Tasuku Tamai
International Journal for Numerical Methods in Engineering   115(10) 1287-1314   2018年5月   [査読有り]
The Lagrangian moving particle semi-implicit (MPS) method has potential to simulate free-surface and multiphase flows. However, the chaotic distribution of particles can decrease accuracy and reliability in the conventional MPS method. In this stu...
Takayuki Someya; Akifumi Yamaji; Sukarman
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science   4(1)    2018年1月   [査読有り]
The authors look for an attractive light water reactor (LWR) concept, which achieves high breeding performance with respect to the compound system doubling time (CSDT). In the preceding study, a high breeding fast reactor concept, cooled by superc...
Noda, Shogo; Someya, Takayuki; Yamaji, Akifumi
Nuclear Engineering and Design   324 45-53   2017年12月   [査読有り]
© 2017 Elsevier B.V. To utilize the merit of supercritical water cooling, the Super FBR core concept, which is compatible with both the high breeding and the high enthalpy rise needs to be developed. One possible solution to meet such requirements...

書籍等出版物

 
Super Light Water Reactors and Super Fast Reactors
Y. Oka, S. Koshizuka, Y. Ishiwatari, A. Yamaji
Springer   2010年   ISBN:978-1-4419-6035-1

講演・口頭発表等

 
L.K.H. Leung; Y.-P. Huang; V. Dostal; A. Yamaji; A. Sedov
4th GIF Symposium   2018年10月16日   Generation IV Forum(GIF)
The Super-Critical Water-cooled Reactor (SCWR) is a high-temperature, high-pressure watercooled reactor that operates above the thermodynamic critical point of water (374°C, 22.1 MPa).
Its main mission is to generate electricity efficiently, econo...
Core Design Study of Super FBR with Multi-Axial Fuel Shuffling and Different Coolant Density
Shogo Noda; Sukarman; Akifumi Yamaji; Tetuo Takei; Takanari Fukuda; Arisa Ayukawa
26th International Conference on Nuclear Engineering   2018年7月23日   
Preliminary Core and Fuel Design of BWR with Multi-Axial Fuel Shuffling
Yudai Tasaki; Akifumi Yamaj
2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants   2018年4月   
OVERVIEW OF JAPANESE DEVELOPMENT OF ACCIDENT TOLERANT FeCrAl-ODS FUEL CLADDINGSFOR BWRS
K. Sakamoto; M. Hirai; S. Ukai; A. Kimura; A. Yamaji; K. Kusagaya; T. Kondo; S. Yamashita
2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting   2017年9月   
FEMAXI-7 PREDICTION OF THE BEHAVIOR OF BWR-TYPE ACCIDENT TOLERANT FUEL ROD WITH FECRAL-ODS STEEL CLADDING IN NORMAL CONDITION
Akifumi Yamaji; Daiki Yamasaki; Tomoya Okada; Kan Sakamoto; Shinichiro Yamashita
2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting   2017年9月   

所属学協会

 
 

競争的資金等の研究課題

 
事故耐性燃料棒のふるまいと溶融時の挙動解析研究
研究期間: 2015年4月 - 2018年3月
本研究の目標は事故耐性燃料(ATF)のマクロなふるまいの予測(課題1)と、基本的物理現象のモデルで構成された機構論的解析法を用いた溶融燃料物挙動の計算機実験(課題2)により、ATF導入のための要求や課題を明らかにすることである。課題1の達成のため、平成29年度は前年度(平成28年度)までに高度化した軽水炉燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7を用いて、照射試験炉でATFのような新型燃料を照射するための照射マトリックスの新たな考え方を検討した。その結果、従来の経験則に基づく照射プランの作成が...
高速・熱中性子結合炉心の炉物理的研究
研究期間: 2010年4月 - 2013年3月
高速・熱中性子結合炉心は高速炉心に熱中性子を発生する領域が分散配置された高速炉心である。高速・熱中性子結合炉心の核的な特性を原子炉物理学の観点から明らかにするとともに水冷却高速炉の高増殖性について研究した。まず、高速・熱中性子結合炉心は炉心の非均質性が高いため、隣接する集合体間の核的非均質性の影響をセル均質化マクロ断面積に反映させた炉心解析法を開発した。次に、燃料棒を密に束ねた新燃料集合体を考案し、軽水冷却高速炉で、複合システム増倍時間が40 年程度にできることを核的に世界で初めて明らかに...