望月弘保 (Hiroyasu Mochizuki) - マイポータル

基本情報

所属: 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

学位: 工学博士(東京工業大学)

J-GLOBAL ID: 201001076125178850
researchmap会員ID: 6000021888

外部リンク: https://www.titech.ac.jp

研究キーワード

研究分野

エネルギー / 原子力工学 /

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
2006年4月 - 2008年1月

福井大学, 大学院原子力・エネルギー安全工学専攻, 客員教授
2005年 - 2008年

日本原子力研究開発機構, 研究主席
2005年 - 2008年

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
2003年 - 2005年

核燃料サイクル開発機構, 研究主席
2003年 - 2005年

Japan Nuclear Fuel Cycle Development Institute, Senior Researcher
2000年 - 2003年

核燃料サイクル開発機構パリ事務所, パリ事務所長
2000年 - 2003年

Nuclear Fuel Cycle Developemnt Institute Paris Office, Director
1997年 - 2000年

株式会社ペスコ, 国際技術協力部長
1997年 - 2000年

PESCO Co. Ltd., Director, International Technical Cooperation
1978年 - 1997年

動力炉・核燃料開発事業団
1978年 - 1997年

Power Reactor and Nuclear Fuel Development Cooperation

学歴

- 1979年

東京工業大学
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
- 1974年

東京工業大学
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
2007年 - 2009年

Atomic Energy Society of Japan, 熱流動部会国際委員会委員長

受賞

論文

Consideration on Nusselt numbers of liquid metals under low Peclet number conditions

Hiroyasu MOCHIZUKI

Nuclear Engineering and Design 339 171-180 2018年9月査読有り

MISC

160

Benchmark analyses for EBR-II shutdown heat removal tests SHRT-17 and SHRT-45R – (2) subchannel analysis of instrumented fuel subassembly

Hiroyasu Mochizuki, Kohmei Muranaka

Nuclear Engineering and Design 330 14-27 2018年4月15日
Evaluation of spent fuel pool temperature and water level during SBO

Hiroyasu Mochizuki

ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 109 548-556 2017年11月
Analyses of decay heat removal tests with PRACS and DRACS of a sodium loop using the NETFLOW plus plus code

Hiroyasu Mochizuki

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 322 345-359 2017年10月
Best estimate approach for the evaluation of critical heat flux phenomenon in the boiling water reactors

T. Kaliatka, A. Kaliatka, E. Uspuras, M. Vaisnoras, H. Mochizuki, W. F. G. van Rooijen

KERNTECHNIK 82(2) 148-160 2017年4月
A passive decay-heat removal system for an ABWR based on air cooling

Hiroyasu Mochizuki, Takahiro Yano

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 311 35-42 2017年1月
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 …

Proceedings of FR17. 1-11 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
Thermal-hydraulic Feasibility Study of a Convex shaped Fast Reactor Core

Keiko Chitose, Hiroyasu Mochizuki, Naoyuki Takaki

Energy Procedia 131 86-93 2017年
Thermal-hydraulic analysis of air cooled finned heat transfer tubes

Daisuke Suzuki, Hiroyasu Mochizuki

ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 95 1-11 2016年9月
Experimental and analytical studies on heat transfer in a scaled intermediate heat exchanger with water

Masahito Takano, Hiroyasu Mochizuki

ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 94 691-705 2016年8月
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
Thermal-hydraulic feasibility study of a convex shaped fast reactor core

Keiko Chitose, Hiroyasu Mochizuki, Naoyuki Takaki

Proceedings of INES-5. 2016年
A thermal hydraulic calculation method of an intermediate heat exchanger of a loop type FBR

Hiroyasu Mochizuki, Kiyoyuki Hirai, Akira Okamoto, Masahito Takano

JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 52(11) 1436-1447 2015年11月
Liquid metal heat transfer in heat exchangers under low flow rate conditions

Hiroyasu Mochizuki

JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 52(6) 821-828 2015年6月
A passive decay heat removal system for LWRs based on air cooling

Hiroyasu Mochizuki, Takahiro Yano

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 286 139-149 2015年5月
Analysis of the EBR-II SHRT-45R Unprotected Loss of Flow Experiment with ERANOS and RELAP

W. F. G. van Rooijen, H. Mochizuki

SCIENCE AND TECHNOLOGY OF NUCLEAR INSTALLATIONS 2015 1-14 2015年
Liquid Metal Heat Transfer under Low Peclet Number Conditions

Hiroyasu Mochizuki

Proceedings of NURETH-16. 1020-1032 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 …

Proceedings of NURETH-16. 3030-3043 2015年
Benchmark analyses for EBR-II shutdown heat removal tests SHRT-17 and SHRT-45R

Hiroyasu Mochizuki, Kohmei Muranaka, Takayuki Asai, W. F. G. Van Rooijen

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 275 312-321 2014年8月
Benchmark analyses for EBR-II shutdown heat removal tests SHRT-17 and SHRT-45R

Hiroyasu Mochizuki, Kohmei Muranaka, Takayuki Asai, W. F. G. Van Rooijen

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 275 312-321 2014年8月

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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: 9789201055170)
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: 9789201096142)
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: 9789201396105)
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: 9784274206603)
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

高速炉EBR－IIの自然循環試験IAEA国際ベンチマーク解析

日本原子力学会「2014年春の年会」 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

日本原子力学会「2014年春の年会」 2014年
N-29 Re-criticality risk of a PWR spent fuel pool under long-term loss of power,

日本原子力学会「2014年春の年会」 2014年
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

第１９回動力・エネルギー技術シンポジウム 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
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
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
Dryout phenomena under low water level

International Workshop on Nuclear Safety and Severe Accident (NUSSA-2014) 2014年
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
Analysis of the EBR-II reactor shutdown heat removal tests as IAEA benchmark problems

The 19th National Symposium on Power and Energy Systems (SPES 2014） 2014年
Ｓｔｕｄy on decay heat removal system of light water reactors using air coolers

The 19th National Symposium on Power and Energy Systems (SPES 2014） 2014年
Dryout phenomena under low water level

International Workshop on Nuclear Safety and Severe Accident (NUSSA-2014) 2014年
高速炉の異常検出手法の研究（3）

日本原子力学会「2013年春の年会」 2013年
EBR-IIの自然循環試験ベンチマーク解析

日本原子力学会「2013年春の年会」 2013年
高速炉プラント挙動解析への統計的手法の適用（2）

日本原子力学会「2013年春の年会」 2013年
「もんじゅ」上部プレナム内の温度成層に関する解析

日本原子力学会「2013年春の年会」 2013年
液滴を含む二相流による配管腐食の三次元解析

日本原子力学会「2013年春の年会」 2013年
T字管部高サイクル熱疲労現象の3次元CFD解析

日本原子力学会「2013年春の年会」 2013年
「もんじゅ」ハイブリッド診断エージェントシステム全体構成及び蒸発器と過熱器の熱通過率の推定方法

日本保全学会第10回学術講演会 2013年
「もんじゅ」ハイブリッド診断エージェントシステム多属性類似度による事例ベース異常診断手法

日本保全学会第10回学術講演会 2013年

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所属学協会

Works(作品等)

IAEA CRP Benchmark Analysis of an EBR-II Shutdown Heat Removal Test

2012年 - 2016年
IAEA CRP Natural Convection Test in Phénix

2010年 - 2012年
IAEA CRP on Benchmark Analysis of the Sodium Natural Convection in the Upper Plenum of the MONJU Reactor

2010年 - 2012年
水・蒸気系解析手法に関する調査検討

2009年 - 2010年
プラントシステム解析コードNETFLOW++, Nuclear Engineering and Design, 自分のPC内

2010年芸術活動

望月弘保

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研究キーワード

研究分野

経歴

学歴

委員歴

受賞

論文

MISC

書籍等出版物

講演・口頭発表等

所属学協会

Works(作品等)

共同研究・競争的資金等の研究課題

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