二ノ方壽 (NINOKATA HISASHI) - マイポータル

基本情報

学位: 博士(工学)(東京大学)

J-GLOBAL ID: 200901001939353202
researchmap会員ID: 1000161757

経歴

学歴

- 1977年

東京大学
- 1977年

東京大学, 工学系研究科, 原子力工学科

委員歴

受賞

2005年

ANS THD Best Paper Award
2005年

AESJ Fellow
2005年

米国原子力学会(ANS) THD Best Paper Award
2005年

日本原子力学会フェロー
1997年

IAHR Harold Jan Schoemaker Award
1997年

国際水理学会(IAHR) Harold Jan Schoemaker Award
1996年

AESJ Best Paper Award and FBR Award
1996年

日本原子力学会賞論文賞および高速炉賞
1986年

動燃社内表彰（理事長賞）

MISC

252

CFD and DNS methodologies development for fuel bundle simulations

E. Baglietto, H. Ninokata, Takeharu Misawa

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 236(14-6) 1503-1510 2006年8月
Experimental and numerical study of liquid metal boiling in a system of parallel bundles under natural circulation conditions

Georgy Sorokin, Hisashi Ninokata, Alexander Sorokin, Hiroshi Endo, Eugeny F. Ivanov

JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 43(6) 623-634 2006年6月
Anisotropic Eddy Viscosity Modeling for Application to Industrial Engineering Internal Flows

E. Baglietto, H. Ninokata

Int. J. Transport Phenomena 8(2) 2006年
A Three-Dimensional DSMC Simulation of Single-Stage Turbomolecular Pump Adopting Accurate Intermolecular Collisions Models

WANG Sheng, NINOKATA Hisashi

Journal of Fluid Science and Technology 1(2) 58-71 2006年
A Comparative Overview of Thermal Hydraulic Characteristics of Integrated Primary System Nuclear Reactors

H. Ninokata

Journal of Nuclear Engineering and Technology 38(1) 33-44 2006年
Anisotropic Eddy Viscosity Modeling for Application to Industrial Engineering Internal Flows

E. Baglietto, H. Ninokata

Int. J. Transport Phenomena 8(2) 2006年
A Three-Dimensional DSMC Simulation of Single-Stage Turbomolecular Pump Adopting Accurate Intermolecular Collision Models

S. Wang, H. Ninokata

Journal of Fluid Science and Technology 1(2) 58-71 2006年
A Comparative Overview of Thermal Hydraulic Characteristics of Integrated Primary System Nuclear Reactors

H. Ninokata

Journal of Nuclear Engineering and Technology 38(1) 33-44 2006年
A turbulence model study for simulating flow inside tight lattice rod bundles

E Baglietto, H Ninokata

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 235(7) 773-784 2005年3月
Risk-informed design of IRIS using a level-1 probabilistic risk assessment from its conceptual design phase

Y Mizuno, H Ninokata, DJ Finnicum

RELIABILITY ENGINEERING & SYSTEM SAFETY 87(2) 201-209 2005年2月
An overview of the microscopic approaches to thermal hydraulics computations of fluid transport phenomena in energy exchanges,

H. Ninokata

Int J Transport Phenomena 7 219-240 2005年
Direct Numerical Simulation of Turbulent Flows in a Subchannel of Tight Lattice Fuel Pin Bundles of Nuclear Reactors

H. Ninokata

Annual Report of the Earth Simulator Center (12) 293 2005年
An overview of the microscopic approaches to thermal hydraulics computations of fluid transport phenomena in energy exchanges,

H. Ninokata

Int J Transport Phenomena 7 219-240 2005年
Direct Numerical Simulation of Turbulent Flows in a Subchannel of Tight Lattice Fuel Pin Bundles of Nuclear Reactors

H. Ninokata

Annual Report of the Earth Simulator Center (12) 293 2005年
The design and safety features of the IRIS reactor

MD Carelli, LE Conway, L Oriani, B Petrovic, C Lombardi, ME Ricotti, ACO Barroso, JM Collado, L Cinotti, NE Todreas …

NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 230(1-3) 151-167 2004年5月
RANS and DNS: Improved Turbulence Modeling for Single-Phase Flow Rod Bundle Applications

H. Ninokata

ICONE12 CFD Seminar, Crystal City, USA 2004年
Numerical Simulation Method of Complex 3D Gas-Liquid Two-Phase Flow

A. Minato, T, Nagayoshi, M. Misawa, A. Suzuki, H. Ninokata, S. Koshizuka

ICMF2004 Yokohama,Japan 2004年
CFD and CMFD applications for subchannel analysis of fuel rod bundles (Keynote Paper)

H. Ninokata

Proc. 6th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operations & Safety October 4-8, Nara, Japan KN-12 2004年
Calculation of Detailed Velocity Distributions in Fuel Pin Bundles of Infinite Triangular Array Configuration Using Direct Numerical Simulation

T. Misawa, H. Ninokata, I.Maekawa

Proc. 6th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operations & Safety (NUTHOS-6) October 4-8, Nara, Japan N6P-377 2004年
CFD Modeling of Secondary Flows in Fuel Rod Bundles

E. Baglietto, H. Ninokata

Proc. 6th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operations & Safety (NUTHOS-6) October 4-8, Nara, Japan N6P-343 2004年

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書籍等出版物

機械工学便覧応用システム編 γ5エネルギー供給システム 4.7高速炉

日本機械学会 2005年
Fluid Modeling and Turbulence Measurements

World Scientific Publishing Co. Pte. Ltd. 2002年
Fluid Modeling and Turbulence Measurements

World Scientific Publishing Co. Pte. Ltd. 2002年
Fourth International Seminar on Subchannel Analysis

Institute of Applied Energy and Atomic Energy Society of Japan 1997年
Fourth International Seminar on Subchannel Analysis

Institute of Applied Energy and Atomic Energy Society of Japan 1997年
LIQUID METAL THERMAL-HYDRAULICS

INFORUM Verlag und Verwaltungs GmbH 1994年
LIQUID METAL THERMAL-HYDRAULICS

INFORUM Verlag und Verwaltungs GmbH 1994年
基礎高速炉工学

日刊工業新聞社 1993年
Subchannel Analysis in Nuclear Reactors

Institute of Applied Energy and Atomic Energy Society of Japan 1992年
Subchannel Analysis in Nuclear Reactors

Institute of Applied Energy and Atomic Energy Society of Japan 1992年

講演・口頭発表等

Role of University Research in the Development of IRIS

International Youth Nuclear Congress (IYCN-2006) 2006年
Integrating Students Research into IRIS Design Development

ANS Annual Meeting 2006年
Development of the Advanced Subchannel Analysis Code, Plenary Lecture

Fifth Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5) 2006年
LES Simulation of the Vortex Street Between Rectangular Channels

Fifth Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5) 2006年
Aluminum-Metal Fueled Long Life Fast Reactor Cores with Inherent Safety Features

ANS Winter Meeting 2006年
Direct Numerical Simulation of Turbulent Flows in an Eccentric Annulus Channel

ANS Winter Meeting 2006年
燃料集合体サブチャンネル体系内気液二相流の多次元解析

日本原子力学会2006年春の年会 2006年
Role of University Research in the Development of IRIS

International Youth Nuclear Congress (IYCN-2006) 2006年
Integrating Students Research into IRIS Design Development

ANS Annual Meeting 2006年
連成解析による気液二相流中構造部物の振動・腐食評価手法の開発；４. オリフィスによる湿り蒸気噴流の数値解析

日本原子力学会2006年秋の大会 2006年
連成解析による気液二相流中構造部物の振動・腐食評価手法の開発；1. 開発目的と概要

日本原子力学会2006年秋の大会 2006年
高速炉燃料集合体内低Re数乱流の局所層流化について

日本機械学会2006年度年次大会 2006年
Development of the Advanced Subchannel Analysis Code, Plenary Lecture

Fifth Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5) 2006年
LES Simulation of the Vortex Street Between Rectangular Channels

Fifth Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5) 2006年
Aluminum-Metal Fueled Long Life Fast Reactor Cores with Inherent Safety Features

ANS Winter Meeting 2006年
Direct Numerical Simulation of Turbulent Flows in an Eccentric Annulus Channel

ANS Winter Meeting 2006年
The preliminary PRA-based seismic margin assessment of the IRIS plant

日本原子力学会２００５年春の年会 2005年
Improved anisotropic turbulence modeling for CFD applications in the IRIS design

13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) 2005年
CFD Applications to Subchannel Turbulent Flows in a Rod Bundle

CFD Seminar on the Computational Fluid Dynamics Applications in Nuclear Industry 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) 2005年
IRIS design overview and status update

13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) 2005年

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所属学協会

Works(作品等)

分離流動解析研究（1）－革新的流動解析手法の検討－

2003年芸術活動
高燃焼度燃料および革新型燃料の熱流動設計評価における数値実験方法の開発

2000年 - 2002年芸術活動
広範囲の燃料格子仕様に適用する汎用沸騰遷移解析手法に関する技術開発

2002年芸術活動
BWRサブチャンネルクロスフローモデルの高度化

2002年芸術活動
原子炉における気液二相流複雑流動評価に関する技術開発（解析技術開発）

2001年芸術活動
ナトリウム燃焼時のエアロゾル挙動に関する研究

1997年 - 2000年芸術活動
サブチャンネルコードＮＡＳＣＡの開発

1996年 - 2000年芸術活動
液体金属冷却原子炉における伝熱流動データの一般化

2000年芸術活動
革新的安全原子炉プラントIRIS設計国際共同プロジェクト

1998年芸術活動
液体金属熱流動研究

1998年芸術活動
高速炉安全性に関する研究

1996年芸術活動
Lecture on Inherent Safety Features of Fast Reactors and Related R&Ds in TIT, Purdue University, USA

1993年 - 1993年
Lecture on Inherent Safety Features of Fast Reactors and Related R&Ds in TIT, Purdue University, USA

1993年 - 1993年
BWRサブチャネル解析方法の高度化研究

1989年 - 1992年
フランスCEA-カダラッシュにおけるCABRI炉を用いた高速炉安全性試験共同研究

1989年 - 1992年
高速炉安全性試験SERAPH計画に関する研究

1987年 - 1992年

二ノ方壽

基本情報

研究キーワード

経歴

学歴

委員歴

受賞

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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