望月 弘保

J-GLOBALへ         更新日: 18/09/21 10:14
 
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研究者氏名
望月 弘保
 
モチヅキ ヒロヤス
URL
https://www.titech.ac.jp
所属
東京工業大学
部署
科学技術創成研究院 先導原子力研究所
職名
特任教授
学位
工学博士(東京工業大学)

研究キーワード

 
 

研究分野

 
 

経歴

 
2017年3月
 - 
現在
東京工業大学 科学技術創成研究院 先導原子力研究所 特任教授
 
2016年4月
 - 
2018年3月
福井大学 附属国際原子力工学研究所 客員教授
 
2014年4月
 - 
2016年3月
福井大学 附属国際原子力工学研究所 特命教授
 
2009年4月
 - 
2014年3月
福井大学 附属国際原子力工学研究所 教授
 
2008年2月
 - 
2009年3月
福井大学 大学院原子力・エネルギー安全工学専攻 教授
 

学歴

 
1974年4月
 - 
1978年3月
東京工業大学 大学院博士課程 原子核工学専攻
 
1972年4月
 - 
1974年3月
東京工業大学 大学院修士課程 原子核工学専攻
 
1968年4月
 - 
1972年3月
東京工業大学 工学部 機械工学科
 

委員歴

 
2007年
 - 
2009年
日本原子力学会  熱流動部会 国際委員会委員長
 

受賞

 
2014年
Recognition - Certificate of Reviewing In recognition of the review made for the journal
 
2014年
Certificate of Excellence in Reviewing Nuclear Engineering and Design 2013
 
2000年
Best Technical Paper of ASME
 
1994年
日本原子力学会賞技術賞
 

Misc

 
Hiroyasu MOCHIZUKI
Nuclear Engineering and Design   339 171-180   2018年9月   [査読有り]
Hiroyasu Mochizuki, Kohmei Muranaka
Nuclear Engineering and Design.   330 14-27   2018年
Thermal-hydraulic feasibility study of a convex shaped fast reactor core
Keiko Chitose, Hiroyasu Mochizuki, Naoyuki Takaki
Energy Procedia.   131 86-93   2017年
Hiroyasu Mochizuki
Nuclear Engineering and Design.   322 345-359   2017年
Thermal Hydraulic Investigation of EBR-II Instrumented Subassemblies during SHRT-17 and SHRT-45R Tests
Partha Sarathy U., E. Bates, G. Su, I. Di Piazza, H. Ohira, H. Mochizuki, M. Stempniewicz, B. Truong, A. Moisseytsev, T. Sumner
Proceedings of FR17.   1-10   2017年
Conclusions of a Benchmark Study on the EBR-II SHRT-45R Experiment
E. Bates, D. Zhang., B. Truong, D. Sui, W. Hu, G.H. Su, T. Sumner, L. Maas, B. Vezzoni, M. Marchetti, R. Zanino, D. Caron, W.F. van Rooijen, H. Mochizuki, Koji Morita, C. Choi, M. Stempniewicz, N. Rtischev, Y. Zhang, K. Mikityuk
Proceedings of FR17.   1-11   2017年
Hiroyasu Mochizuki
Annals of Nuclear Energy.   109 548-556   2017年
Best estimate approach for the evaluation of critical heat flux phenomenon in the boiling water reactors,
Tadas Kaliatka, Algirdas Kaliatka, Eugenijus Uspuras, M. Vai?norus, Hiroyasu Mochizuki, W.F.G. van Rooijen
Kerntechnik.   82(2) 148-160   2017年
Hiroyasu Mochizuki, Takahiro Yano
Nuclear Engineering and Design.   311 35-42   2017年
Daisuke Suzuki, Hiroyasu Mochizuki
Annals of Nuclear Energy.   95 1-11   2016年
Thermal-hydraulic feasibility study of a convex shaped fast reactor core
Keiko Chitose, Hiroyasu Mochizuki, Naoyuki Takaki
Proceedings of INES-5.      2016年
Masahito Takano, Hiroyasu Mochizuki
Annals of Nuclear Energy.   94 691-705   2016年
Modeling of Critical Heat Flux Phenomenon in the Boiling Water Reactors
A. Kaliatka, T. Kaliatka, E. Uspuras, H. Mochizuki
Proceedings of the 11th International Conference of the Croatian Nuclear Society.   1-10   2016年
Hiroyasu Mochizuki, Kiyoyuki Hirai, Akira Okamoto, Masahito Takano
Journal of Nuclear Science and Technology.   52(11) 1436-1447   2015年
EBR-II Passive Safety Demonstration Tests Benchmark Analyses ? Phase 2
L.Briggs, S. Monti, W. Hu, D. Sui, G.H. Su, L. Maas, B. Vezzoni, U. Partha Sarathy, A. Del Nevo, A. Petruzzi, R. Zanino, H. Ohira, H. Mochizuki, K. Morita, C. Choi, A, Shin, M. Stempniewicz, N. Rtishchev, Y. Zhang, B. Truong
Proceedings of NURETH-16.   3030-3043   2015年
Liquid Metal Heat Transfer under Low Peclet Number Conditions
Hiroyasu Mochizuki
Proceedings of NURETH-16.   1020-1032   2015年
Hiroyasu Mochizuki
Journal of Nuclear Science and Technology.   52(6) 821-828   2015年
Takahiro Yano, Hiroyasu Mochizuki
Proceedings of ICONE-23.   286 139-149   2015年
W.F.G. van Rooijen, Hiroyasu Mochizuki
Science and Technology of Nuclear Installations.   2015 1-14   2015年
T. Ishiguro, W.F.G. van Rooijen, Y. Shimazu, H. Mochizuki
Annals of Nuclear Energy   64 398-407   2014年

書籍等出版物

 
TECDOC-1819 Benchmark Analysis of EBR-II Shutdown Heat Removal Tests
望月 弘保 (担当:分担執筆)
IAEA   2017年8月   ISBN:978-92-0-105517-0
IAEA-TECDOC-1754 Benchmark Analyses of Sodium Natural Convection in the Upper Plenum of the Monju Reactor Vessel
望月 弘保 (担当:分担執筆)
IAEA   2014年   ISBN:978-92-0-109614-2
TECDOC-1703 Benchmark Analysis on the Natural Circulation Test Performed During the PHENIX End-of-life Experiments
望月 弘保 (担当:分担執筆)
IAEA   2013年   ISBN:978-92-0-139610-5
原子力プラント工学(分担執筆:圧力管型原子炉プラントの概要)
望月 弘保 (担当:分担執筆)
オーム社   2008年   ISBN:978-4-274-20660-3
熱設計ハンドブック
望月 弘保 (担当:分担執筆)
朝倉書店   2006年2月   

講演・口頭発表等

 
空気冷却されているフィン付き伝熱管周りの3次元流動伝熱解析
日本原子力学会「2014年秋の大会]   2014年   
Dryout phenomena under low water level
International Workshop on Nuclear Safety and Severe Accident (NUSSA-2014)   2014年   
L-41 Multiphysics investigation of the feedback coefficients of EBR-II reactor
日本原子力学会「2014年秋の大会」   2014年   
K-8 高速炉EBR-II の自然循環試験IAEA 国際ベンチマーク解析研究 (2);ULOF 試験解析
日本原子力学会「2014年秋の大会」   2014年   
空気冷却器を利用した軽水炉の崩壊熱除去システムに関する研究
第19回動力・エネルギー技術シンポジウム   2014年   

所属学協会

 
 

Works

 
IAEA CRP Benchmark Analysis of an EBR-II Shutdown Heat Removal Test
2012年 - 2016年
IAEA CRP on Benchmark Analysis of the Sodium Natural Convection in the Upper Plenum of the MONJU Reactor
2010年 - 2012年
IAEA CRP Natural Convection Test in Phénix
2010年 - 2012年
プラントシステム解析コードNETFLOW++, Nuclear Engineering and Design, 自分のPC内
芸術活動   2010年
水・蒸気系解析手法に関する調査検討
2009年 - 2010年

競争的資金等の研究課題

 
空気冷却器を用いた軽水炉の受動的崩壊熱除去システムおよび使用済みプールの熱除去システムに関する研究
研究期間: 2013年 - 2015年
軽水炉に空気冷却器を応用して受動的に崩壊熱を除去できるシステムの研究する。また、特殊なヒートパイプと空気冷却器を用いて使用済み燃料プールの熱を除去するシステムを研究する
1.伝熱流動 (高速炉中間熱交換器の低流量時熱伝達, 蒸気発生器の水側熱伝達) 2.プラントシミュレーション (ナトリウム実験装置や高速炉で得られたデータによるコード検証, 高速炉プラント全体の過渡挙動解析)
研究期間: 2008年 - 2015年
原子炉を含む熱輸送系や原子力プラントを構成する機器や系統の中で生じる様々な流動伝熱現象を対象にした研究を行うと共に、熱輸送系、タービン系、給水系、補機冷却系など全体のプラント挙動をネットワーク結合して解析できるコードの開発を行う。