沖田将一朗 (Shoichiro OKITA) - マイポータル

基本情報

所属: 福井大学学術研究院先進部門附属国際原子力工学研究所講師

学位: 博士（工学）(九州大学)

J-GLOBAL ID: 201901005960427642
researchmap会員ID: B000356319

研究キーワード

研究分野

経歴

2025年12月 - 現在

福井大学, 学術研究院先進部門附属国際原子力工学研究所, 講師
2019年4月 - 2025年11月

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 研究員

学歴

2024年4月 - 2025年3月

九州大学, 大学院工学府, 量子物理工学専攻
2017年4月 - 2019年3月

京都大学, 大学院工学研究科, 原子核工学専攻
2013年4月 - 2017年3月

京都大学, 工学部, 物理工学科

受賞

2025年10月

優秀講演表彰, JENDL-5 Benchmarking for Advanced Test Reactor for Preparing Burnup Analysis Using Isotopic Data from HTGR Type Fuel Irradiation Tests, 日本機械学会・動力エネルギーシステム部門

沖田将一朗
2025年9月

Journal of Nuclear Science and Technology Most Popular Article Award 2024, Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5: JENDL-5, 日本原子力学会

Osamu Iwamoto, Nobuyuki Iwamoto, Satoshi Kunieda, Futoshi Minato, Shinsuke Nakayama, Yutaka Abe, Kohsuke Tsubakihara, Shin Okumura, Chikako Ishizuka, Tadashi Yoshida, Satoshi Chiba, Naohiko Otuka, Jean-Christophe Suble, Hiroki Iwamoto, Kazuyoshi Yamamoto, Yasunobu Nagaya, Kenichi Tada, Chikara Konno, Norihiro Matsuda, Kenji Yokoyama, Hiroshi Taninaka, Akito Oizumi, Masahiro Fukushima, Shoichiro Okita, Go Chiba, Satoshi Sato, Masayuki Ohta, Saerom Kwon
2025年7月

第29回RADIOISOTOPES誌論文奨励賞, An Evaluation on Inelastic Thermal Neutron Scattering Cross-Section Data of Crystalline Graphite, 日本アイソトープ協会

沖田将一朗
2024年12月

奨励賞, 理想結晶黒鉛に対する新規非弾性散乱断面積データが黒鉛減速体系の核特性に及ぼす影響の予備的評価, 日本原子力学会九州支部

沖田将一朗
2024年1月

最優秀発表賞, 原子炉黒鉛を対象とした非弾性散乱断面積解析, 日本原子力学会北関東支部

沖田将一朗

論文

Improvement of a Reinforcement Learning Model to Assist Operators in Controlling a Nuclear Power Plant Under Abnormal Operating Conditions

Masanori Yoshikawa, Akiyuki Seki, Shoichiro Okita, Shigeru Takaya, Xing Yan

Nuclear Engineering and Design 444(114350) 1-9 2025年査読有り
Development of Nuclear Instruments to Measure Power Distribution of HTGR (1) Development of Ex-Core Detector

Yuji Fukaya, Shoichiro Okita, Shigeaki Nakagawa, Tsuyoshi Terao, Akifumi Koike

Progress in Nuclear Science and Technology 8 116-120 2025年査読有り
Conceptual neutronic design of a research pin-in-block type HTGR

Shoichiro Okita, Koei Sasaki, Yuji Fukaya, Yukio Tachibana, Hirofumi Ohashi

Progress in Nuclear Science and Technology 8 92-97 2025年査読有り筆頭著者責任著者
Computational comparison of hydrogenous molecules as a cold moderator for compact accelerator-based neutron sources

Yutaka Abe, Shoichiro Okita, Seiji Tasaki

Annals of Nuclear Energy 215(111243) 1-9 2025年査読有り
JENDL-5 Benchmarking for Advanced Test Reactor for Preparing Burnup Analysis Using Isotopic Data from HTGR type fuel irradiation tests

Shoichiro Okita, Takeshi Aoki, Yuji Fukaya, Yukio Tachibana

Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (ICONE31-131748) 1-5 2024年8月査読有り筆頭著者責任著者
An evaluation on inelastic thermal neutron scattering cross-section data of crystalline graphite

Shoichiro Okita, Yutaka Abe, Seiji Tasaki, Yuji Fukaya

Radioisotopes 73(3) 233-240 2024年査読有り筆頭著者責任著者
JENDL-5 Benchmarking for Fission Reactor Applications

Kenichi Tada, Yasunobu Nagaya, Hiroshi Taninaka, Kenji Yokoyama, Shoichiro Okita, Akito Oizumi, Masahiro Fukushima, Shunsuke Nakayama

Journal of Nuclear Science and Technology 61(1) 2-22 2024年査読有り
Development of a Surrogate System of a Plant Dynamics Simulation Model and an Abnormal Situation Identification System for Nuclear Power Plants Using Deep Neural Networks

Akiyuki Seki, Masanori Yoshikawa, Ryota Nishinomiya, Shoichiro Okita, Shigeru Takaya, Xing L. Yan

Nuclear Technology 210(6) 1003-1014 2024年査読有り
Molecular dynamic analysis of reactor graphite for preparing thermal neutron scattering law

Shoichiro Okita, Minoru Goto

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2023) 1-10 2023年10月査読有り筆頭著者責任著者
Research on Improvement of HTGR core power-density: (4) Feasibility Study for a Reactor Core

Shoichiro Okita, Naoki Mizuta, Kuniyoshi Takamatsu, Minoru Goto, Nishimura Yosuke, Yoshida Katsumi, Koji Okamoto

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 30) (ICONE30-1119) 1-10 2023年5月査読有り筆頭著者責任著者
Core Performance Study of HTGR-SiC for Higher Burn Up: Thorium Based Fuel Loading Pattern

Yosuke Nishimura, Shoichiro Okita, Minoru Goto, Mohammad Amer Allaf, Koji Okamoto

Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C2023) 1-10 2023年査読有り
Research on Improvement of HTGR core power-density: (3) Fabrication Process of Dense SiC Matrix Fuel Compacts by Reaction Sintering and Their Thermal Conductivity

Katsumi Yoshida, Anna Gubarevich, Shoichiro Okota, Naoki Mizuta, Kuniyoshi Takamatsu, Minoru Goto, Yosuke Nishimura, Koji Okamoto

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 30) (ICONE30-1328) 1-5 2023年査読有り
Research on Improvement of HTGR core power-density: (2) Assessment of SiC oxidation behavior under HTGR air ingress accident

Yosuke Nishimura, Gubarevich Anna, Katsumi Yoshida, Shoichiro Okita, Kuniyoshi Takamatsu, Naoki Mizuta, Minoru Goto, Koji Okamoto

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 30) (ICONE30-1181) 1-5 2023年査読有り
Development Plan for Coupling Technology Between High Temperature Gas-cooled Reactor HTTR and Hydrogen Production Facility (2) Development Plan for Coupling Equipment Between HTTR and Hydrogen Production Facility

Naoki Mizuta, Keisuke Morita, Takeshi Aoki, Shoichiro Okita, Katsunori Ishii, Kaoru Kurahayashi, Takanori Yasuda, Masato Tanaka, Kazuyoshi Isaka, Hiroki Noguchi …

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 30) (ICONE30-1371) 1-6 2023年査読有り
Development Plan for Coupling Technology Between High Temperature Gas-cooled Reactor HTTR and Hydrogen Production Facility (1) Overview of the HTTR Heat Application Test Plan to Establish High Safety Coupling Technology

Yasunobu Nomoto, Naoki Mizuta, Keisuke Morita, Takeshi Aoki, Shoichiro Okita, Katsunori Ishii, Kaoru Kurahayashi, Takanori Yasuda, Masato Tanaka, Kazuyoshi Isaka …

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 30) (ICONE30-1320) 1-7 2023年査読有り
Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5: JENDL-5

Osamu Iwamoto, Nobuyuki Iwamoto, Satoshi Kunieda, Futoshi Minato, Shinsuke Nakayama, Yutaka Abe, Kohsuke Tsubakihara, Shin Okumura, Chikako Ishizuka, Tadashi Yoshida …

Journal of Nuclear Science and Technology 60(1) 1-60 2023年査読有り
General-purpose nuclear data library JENDL-5 and to the next

Osamu Iwamoto, Nobuyuki Iwamoto, Satoshi Kunieda, Futoshi Minato, Shinsuke Nakayama, Akira Ichihara, Atsushi Kimura, Shoji Nakamura, Shunsuke Endo, Yasunobu Nagaya …

European Physical Journal Web of Conferences 284(14001) 1-7 2023年査読有り
Study on Evaluation Method of Kernel Migration of TRISO fuel for High Temperature Gas-cooled Reactor

Yuji Fukaya, Shoichiro Okita, Koei Sasaki, Shohei Ueta, Minoru Goto, Hirofumi Ohashi, Xing L. Yan

Nuclear Engineering and Design 399(112033) 1-9 2022年査読有り
Reactor Physics Experiment on a Graphite-moderated Core to Construct Integral Experiment Database for HTGR

Shoichiro Okita, Yuji Fukaya, Atsushi Sakon, Tadafumi Sano, Yoshiyuki Takahashi, Hironobu Unesaki

Nuclear Science and Engineering 197 2251-2257 2022年査読有り招待有り筆頭著者責任著者
Preliminary core calculation on reactivity compensation for SiC matrix fuel compact HTTR with Er burnable poison and Pu fissile material

Yosuke Nishimura, Mohammad Allaf, Shoichiro Okita, Minoru Goto, Koji Okamoto

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 29) ICONE29-91703 1-6 2022年査読有り

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MISC

高温ガス炉の炉心設計に係る研究開発の現状

沖田将一朗

2025年日本原子力学会秋の大会予稿集（Internet） (2J_PL02) 1-4 2025年9月招待有り筆頭著者責任著者
理想結晶黒鉛に対する新規非弾性散乱断面積データが黒鉛減速体系の核特性に及ぼす影響の予備的評価

沖田将一朗, 藤本望

日本原子力学会九州支部「第43回研究発表講演会」要旨集 4-5 2024年12月7日筆頭著者
Development of Nuclear Instruments to Measure Power Distribution of HTGR (2)Development of In-core Detector

Takayuki Nakano, Kosuke Hayashi, Tatsuhiro Sakurai, Ryohei Kudo, Seiya Kawasaki, Katsuyuki Takagi, Shoichiro Okita, Masahiro Hino, Yoshio Honda, Hiroshi Amano …

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle 2024 (Global 2024) (C000077) 1-4 2024年10月
Development of Nuclear Instruments to Measure Power Distribution of HTGR (1) Development of Ex-core Detector

Yuji Fukaya, Shoichiro Okita, Shigeaki Nakagawa, Tsuyoshi Terao, Akifumi Koike

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle 2024 (Global 2024) (C000085) 1-4 2024年10月
Pre-conceptual core nuclear design of a research HTGR upgraded from the HTTR

Shoichiro Okita, Koei Sasaki, Yuji Fukaya, Yukio Tachibana, Hirofumi Ohashi

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle 2024 (Global 2024) (C000057) 1-4 2024年10月筆頭著者責任著者
高出力密度高温ガス炉におけるマルチフィジックス挙動のV&V (2) 実機成立性評価

高松邦吉, 沖田将一朗, 橘幸男, 西村洋亮, 岡本孝司

2024年日本原子力学会春の大会予稿集 2024年3月
High-temperature test for BGaN semiconductor neutron detectors

沖田将一朗, 櫻井辰大, 工藤涼兵, 都木克之, 中野貴之, 日野正裕

KURNS Progress report 2023 97 2024年筆頭著者
PHYSOR2022に参加して

沖田将一朗

炉物理の研究(インターネット) (75) 3 2023年3月
対策案提示システムの学習におけるハイパーパラメータ調査

吉川雅紀, 関暁之, 沖田将一朗, 高屋茂, ヤンジングロン

日本保全学会第19回学術講演会要旨集 423-428 2023年
時系列データを活用したプラント動特性解析コード代替システムと異常同定システムの拡張

関暁之, 吉川雅紀, 沖田将一朗, 高屋茂, ヤンジングロン

日本保全学会第19回学術講演会要旨集 420-422 2023年
超高温を利用した水素大量製造技術の開発その1 (3)HTTRを活用した高温ガス炉と水素製造施設の接続試験計画

野本恭信, 水田直紀, 守田圭介, 青木健, 沖田将一朗, 石井克典, 倉林薫, 安田貴則, 田中真人, 井坂和義 …

2022年日本原子力学会秋の大会予稿集（Internet） ROMBUNNO.3F03 2022年9月
原子力プラントの安全な運転を支援するAIシステムの開発

関暁之, 吉川雅紀, 沖田将一朗, 高屋茂, ヤンジングロン

日本保全学会第18回学術講演会要旨集 369-370 2022年7月
深層強化学習を用いたプラント異常対応策提示システムの開発

吉川雅紀, 関暁之, 沖田将一朗, 高屋茂, ヤンジングロン

日本保全学会第18回学術講演会要旨集 371-374 2022年7月
高温ガス炉の事故時公衆被ばく線量評価システム（AL-DENTE）の開発

沖田将一朗, 青木健, 佐藤博之, 相原純, 大橋弘史

2022年日本原子力学会春の大会予稿集（Internet） ROMBUNNO.1C04 2022年3月16日筆頭著者
HTTR-熱利用試験計画 (1) 計画の概要

佐藤博之, 青木健, 沖田将一朗, 長谷川武史, 清水厚志, 飯垣和彦, 坂場成昭

2022年日本原子力学会春の大会予稿集（Internet） ROMBUNNO.1C01 2022年3月16日
Reactor Physis Experiment in Graphite Moderation System for HTGR (III)

Y. Fukaya, S. Okita, S. Kanda, M. Goto, K. Nakajima, A. Sakon, T. Sano, K. Hahimoto, Y. Takahashi, H. Unesaki

KURNS progress report 2021 101 2022年
Reactor Noise Power-Spectral Analysis for a Graphite-Moderated and -Reflected Core (III)

A. Sakon, K. Hashimoto, T. Sano, K. Nakajima, T. Kanda, M. Goto, Y. Fukaya, S. Okita, N. Fujimoto, Y. Takahashi

KURNS progress report 2021 100 2022年
HTTR-熱利用試験専門委員会資料集

青木健, 清水厚志, 飯垣和彦, 沖田将一朗, 長谷川武史, 水田直紀, 佐藤博之, 坂場成昭

JAEA-Review 2022-016 2022年
HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方

青木健, 清水厚志, 飯垣和彦, 沖田将一朗, 長谷川武史, 水田直紀, 佐藤博之, 坂場成昭

JAEA-Technology 2022-011 2022年
Reactor physics experiment in graphite moderation system for HTGR (II)

Yuji FUKAYA, Shoichiro OKITA, Kazuki TAKAHASHI, Kunihiro NAKAJIMA, Atsushi SAKON, Tabafumi SANO, Yosiyuki TAKAHASHI

KURNS Progress Report 2019 142 2020年

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講演・口頭発表等

高温ガス炉の炉心設計に係る研究開発の現状

沖田将一朗

日本原子力学会2025年秋の大会 2025年9月11日日本原子力学会招待有り
Update on task form JAPAN

Shoichiro Okita

32nd Meeting of the Computational Methods Validation & Benchmarks (CMVB) Project Management Board 2025年9月8日第4世代原子力システム国際フォーラム
次世代革新炉の開発に向けたJENDLの現状と展望,2; 高温ガス炉の炉心設計に係る研究開発の現状

沖田将一朗

日本原子力学会2025年秋の大会
Update on counrtry report from Japan

Shoichiro Okita

31st Meeting of the Computational Methods Validation & Benchmarks (CMVB) Project Management Board (PMB) 2025年3月17日第4世代原子力システム国際フォーラム
理想結晶黒鉛に対する新規非弾性散乱断面積データが黒鉛減速体系の核特性に及ぼす影響の予備的評価

沖田将一朗, 藤本望

日本原子力学会九州支部第43回研究発表講演会 2024年12月7日日本原子力学会九州支部
Update from JAPAN

Shoichiro Okita

30th Meeting of the Computational Methods Validation & Benchmarks (CMVB) Project Management Board (PMB) 2024年10月9日第4世代原子力システム国際フォーラム
Development of Nuclear Instruments to Measure Power Distribution of HTGR (1)Development of Ex-core Detector

Shoichiro Okita

International Conference on Nuclear Fuel Cycle 2024 2024年10月8日国際原子力機関, 日本原子力学会, 米国原子力学会, フランス原子力学会, 韓国原子力学会
Pre-conceptual core nuclear design of a research HTGR upgraded from the HTTR

Shoichiro Okita

International Conference on Nuclear Fuel Cycle 2024 2024年10月7日国際原子力機関, 日本原子力学会, 米国原子力学会, フランス原子力学会, 韓国原子力学会
JENDL-5 Benchmarking for Advanced Test Reactor for Preparing Burnup Analysis Using Isotopic Data from HTGR type fuel irradiation tests

Shoichiro Okita, Takeshi Aoki, Yuji Fukaya, Yukio Tachibana

31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) 2024年8月8日日本機械学会, 米国機械学会, 中国核学会
Update on R&D progress by Japan

Shoichiro Okita

29th Meeting of Computational Methods Validation & Benchmarks (CMVB) Project Management Board (PMB) 2024年4月15日第4世代原子力システム国際フォーラム
高出力密度高温ガス炉におけるマルチフィジクス挙動,2; 実機成立性評価

高松邦吉, 沖田将一朗, 橘幸男, 西村洋亮*, 岡本孝司*

日本原子力学会2024年春の年会
反応焼結による高温ガス炉用SiCマトリックス燃料コンパクトの作製プロセスの検討

吉田克己*, Gubarevich A.*, 橘幸男, 高松邦吉, 沖田将一朗, 西村洋亮*, 岡本孝司*

日本セラミックス協会2024年年会
原子炉黒鉛を対象とした非弾性散乱断面積解析

沖田将一朗

令和5年度日本原子力学会北関東支部リモート若手研究者・技術者発表会
Country Report from Japan

Shoichiro Okita, Takeshi Aoki

28th Meeting of Computational Methods Validation & Benchmarks (CMVB) Project Management Board (PMB) 2023年10月10日第4世代原子力システム国際フォーラム
時系列データを活用したプラント動特性解析コード代替システムと異常同定システムの改良

関暁之, 吉川雅紀, 沖田将一朗, 高屋茂, Yan X.

日本保全学会第19回学術講演会
対策案提示システムの学習におけるハイパーパラメータ調査

吉川雅紀, 関暁之, 沖田将一朗, 高屋茂, Yan X.

日本保全学会第19回学術講演会
Research on Improvement of HTGR core power-density: (4) Feasibility Study for a Reactor Core

Shoichiro Okita, Naoki Mizuta, Kuniyoshi Takamatsu, Minoru Goto, Nishimura Yosuke, Yoshida Katsumi, Koji Okamoto

30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 30) 2023年5月24日日本機械学会,米国機械学会, 中国核学会
Development of countermeasure proposal system using deep reinforcement learning

Masanori Yoshikawa, Akiyuki Seki, Shoichiro Okita, Shigeru Takaya, Xing L. Yan

12th Engineering Students and Young Engineers Presentation Contest in English Hosted by ASME Japan Section 2022年9月9日米国機械学会日本支部
超高温を利用した水素大量製造技術の開発,1-3; HTTRを活用した高温ガス炉と水素製造施設の接続試験計画

野本恭信, 水田直紀, 守田圭介, 青木健, 沖田将一朗, 石井克典, 倉林薫, 安田貴則, 田中真人, 井坂和義, 野口弘喜, 清水厚志, 飯垣和彦, 佐藤博之, 坂場成昭

日本原子力学会2022年秋の大会
高温ガス炉-水素製造技術開発の現状; HTTR熱利用試験計画の概要

守田圭介, 清水厚志, 野口弘喜, 青木健, 沖田将一朗, 水田直紀, 石井克典, 飯垣和彦, 佐藤博之, 坂場成昭

日本機械学会第26回動力・エネルギー技術シンポジウム

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産業財産権

2615387 METHOD AND APPARATUS FOR MEASURING A POWER DISTRIBUTION IN A REACTOR CORE

深谷裕司, 中川繁昭, 沖田将一朗, not registered
2023-075550 原子炉内出力分布の測定方法及びその装置

深谷裕司, 中川繁昭, 沖田将一朗, not registered
3129519 原子炉内出力分布の測定方法及びその装置

深谷裕司, 中川繁昭, 沖田将一朗, not registered
3129519 原子炉内出力分布の測定方法及びその装置

深谷裕司, 中川繁昭, 沖田将一朗, not registered
442859 原子炉内出力分布の測定方法及びその装置

深谷裕司, 中川繁昭, 沖田将一朗, not registered
FR2212041(フランス) PROCÉDÉ ET APPAREIL DE MESURE D’UNE DISTRIBUTION DE PUISSANCE DANS UNCEUR DE RÉACTEUR

深谷裕司, 中川繫昭, 沖田将一朗
2217320.7(英国) METHOD AND APPARATUS FOR MEASURING A POWER DISTIRIBUTION IN A REACTOR CORE

深谷裕司, 中川繁昭, 沖田将一朗
P.442859(ポーランド) SPOSÓB POMIARU ROZKŁADU MOCY W RDZENIU REAKTORA I URZĄDZENIE DO POMIARU ROZKŁADU MOCY W RDZENIU REAKTORA

深谷裕司, 中川繫昭, 沖田将一朗

共同研究・競争的資金等の研究課題

高出力密度高温ガス炉におけるマルチフィジクス挙動のV＆V

文部科学省国家課題対応型研究開発推進事業「原子力システム研究開発事業」 2021年 - 2023年

岡本孝司, 西村洋亮, 吉田克己, グバレビッチアンナ, 後藤実, 水田直紀, 沖田将一朗, 高松邦吉
高温ガス炉の出力分布測定のための核計装システムの開発

文部科学省令和3年度国家課題対応型研究開発推進事業「原子力システム研究開発事業」基盤チーム型（若手） 2021年 - 2023年

深谷裕司, 沖田将一朗, 中川繁昭, 小池昭史, 寺尾剛, 青木徹, 中野貴之, 都木克之

委員歴

2023年6月 - 2026年5月

日本原子力学会, 学会プログラム編成委員
2023年10月 - 2025年10月

Generation IV International Forum (GIF), VHTR Computational Methods, Validation & Benchmarks Project Management Board (CMVB PMB) Member
2021年9月 - 2022年9月

日本原子力学会「2022年秋の年会」現地委員会, 現地委員

学術貢献活動

ICONE32 Co-Chair (Panel 8 High Temperature Gas Cooled Reactor)

パネル司会・セッションチェア等

中国核学会、米国機械学会、日本機械学会 (中国・威海市) 2025年6月24日 - 2025年6月24日
Chair of VHTR Computational Methods Validation & Benchmarks (CMVB) Project Management Board (PMB)

企画立案・運営等, その他

第4世代原子力システム国際フォーラム 2025年3月6日 - 2025年4月15日
ICNC2023 Session Chair (Session 1 Track 2 NUCLEAR DATA)

パネル司会・セッションチェア等

日本原子力研究開発機構, 日本原子力学会炉物理部会, OECD/NEA (Sendai, Japan) 2023年10月2日 - 2023年10月5日
ICONE30 Co-Chair (N12-1. High Temperature Gas-cooled Reactor and Research reactor)

パネル司会・セッションチェア等

日本機械学会, 米国機械学会, 中国核学会 (Kyoto, Japan) 2023年5月21日 - 2023年5月25日
PHYSOR 2022 Alternate Chair (Data, Methods, Code Validation: VIII)

パネル司会・セッションチェア等

米国原子力学会 (Pittsburgh, PA) 2022年5月15日 - 2022年5月20日

社会貢献活動

高温ガス炉における核特性予測精度の向上を目指して -結晶性黒鉛の非弾性散乱断面積評価-

報告書執筆

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 JAEA R&D Navigator 2024-25 p. 5 2024年2月
高温ガス炉の燃料健全性を合理的に評価するには？－高温ガス炉用 TRISO 燃料の損傷評価法の合理化－

報告書執筆

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子力機構の研究開発成果 2023-24 p. 16 2023年
高温ガス炉のより高精度な炉心解析を目指して－疑似物質法により黒鉛の空孔率を自由に指定できる炉心解析手法の開発－

報告書執筆

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子力機構の研究開発成果 2022-23 p.69
被覆燃料粒子の健全性を維持するための核設計上の方針を提示－燃料核移動速度を低減する理想出力分布条件の導出－

報告書執筆

日本原子力研究開発機構原子力機構の研究開発成果 2021-22 p.66
代表不純物を利用した全炉心燃焼特性評価法の開発－安価な黒鉛材料利用により高温ガス炉の燃料コスト削減に貢献－

報告書執筆

日本原子力研究開発機構原子力機構の研究開発成果 2020-21 p.65

沖田将一朗

基本情報

研究キーワード

研究分野

経歴

学歴

受賞

論文

MISC

講演・口頭発表等

産業財産権

共同研究・競争的資金等の研究課題

委員歴

学術貢献活動

社会貢献活動

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