目次
《過酷事故時の被ばくを低減し水素・水蒸気を処理する希ガスフィルタシステムの開発》（BWR）
- 布川大樹ほか, 放射性希ガスによる被ばくを低減するフィルタベントシステムの開発（気体分離膜による放射性希ガスの除去）, 第26回動力・エネルギー技術シンポジウム, 2022.
- D. Nunokawa, et al., ”Development of a Filter Venting System to Reduce Exposure Dose from Radioactive Noble Gases (Removal of radioactive noble gases by gas separation membrane),” IYNC2022 Koriyama, 2022.
- 松崎隆久ほか, 放射性希ガスによる被ばくを防止するフィルタベントシステムの開発 (5)事故シーケンスやシステムがプラント挙動や被ばくに与える影響, 日本原子力学会2023年春の年会, 1C14, 2023.
- 天羽美奈ほか, 希ガスフィルタ用ポリイミドの劣化特性, 第74回高分子学会年次大会, 4K21, 2025.
- 橋本義大ほか, 放射性希ガスによる被ばくを防止するベントシステムの開発 (1)希ガスフィルタ概要, 日本原子力学会2025年秋の大会, 3H08, 2025.
- 松崎隆久ほか, 放射性希ガスによる被ばくを防止するベントシステムの開発 (2)実希ガスを用いた気体分離膜による放射性希ガスの除去性能の評価, 日本原子力学会2025年秋の大会, 3H09, 2025.
- 天羽美奈ほか, 放射性希ガスによる被ばくを防止するベントシステムの開発 (3)希ガスフィルタ用分離膜の劣化特性, 日本原子力学会2025年秋の大会, 3H10, 2025.
《先進建設工法の開発》（PWR）
- 長島玄太郎ほか, 原子力施設への適用に向けた先進建設工法の開発 開発計画, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2023年7月.
- 高見信嗣ほか, 原子力施設への適用に向けた先進建設工法の開発 SC構造の壁体試験（その１）試験計画, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2023年7月.
- 宇賀田健ほか, 原子力施設への適用に向けた先進建設工法の開発 SC構造の耐衝撃試験（その１：試験計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2023年7月.
- 下野将樹ほか, 原子力施設への適用に向けた先進建設工法の開発 SC構造の機器定着部試験（その１）試験計画, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2023年7月.
- 徳永将司ほか, 原子力施設への適用に向けた先進建設工法の開発 ハーフSCスラブの接合部試験 （その１：試験計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2023年7月.
- 高治一彦ほか, 原子力施設への適用に向けた先進建設工法の開発 SC工法の施行性試験（その１：試験計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2023年7月.
- T. Ugata, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Basic study on criteria for SC structure in airplane crash assessment,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- M. Kasagi, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Study on Damping Characteristics of SC Structure by Drop Weight Test,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- M. Yukawa, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Loading Tests of SC Shear Wall for Advanced Construction Methods PART 1 Comparison of faceplate connecting methods,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- S. Takamura, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Loading Tests of SC Shear Wall for Advanced Construction Methods PART 2 Connection method between SC wall and foundation slab,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- Y. Ehara, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Development of Advanced Construction Method for Nuclear Facilities – Half SC Slab Joint Test,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- M. Shimono, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Loading Tests of Advanced Direct Welded Support for Steel Plate Reinforced Concrete,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- K. Mori, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Loading Tests of Support Function for Steel Plate Reinforced Concrete,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- N. Oku, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Constructability test for SC Structures using Advanced Construction Methods,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- S. Hashine, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Structural safety assessment of SC structures against airplane crashes,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- S. Tonegawa, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, Seismic Safety assessment of building shape,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
- G. Nagashima, et al., “Study on Advanced Construction Method Application to NPPs, The Effectiveness of Advanced Construction Method Application,” SMiRT 28, Toronto, Canada, 2025.
《静的デブリ冷却システムの開発》（BWR）
- 窪谷悟ほか, 静的デブリ冷却システムの開発 耐熱材の高温熱物性, 日本原子力学会2016年秋の大会, 2B19, 2016.
- Y. Takahashi, et al., “Development on Applying Phase Diagram to Evaluation Method of Refractory Layer Erosion for Passive Debris Cooling System – Fundamental Study of UO2-ZrO2-Al2O3 Phase Diagram,” Proceedings of ICAPP, Paper 16705, 2016.
- 阿子島めぐみ ほか, タングステン圧延材の熱拡散率測定（II), 第37回日本熱物性シンポジウム講演論文集, 2016.
- Y. Nishioka, et al., “Development of Passive Debris Cooling System,” ICAPP, 2018.
- 鬼塚洋一ほか, 静的デブリ冷却システムの開発 Phase II (1)全体概要, 日本原子力学会2019年秋の大会, 1G18, 2019.
- 塚田圭祐ほか, 静的デブリ冷却システムの開発 Phase II （2）ZrO2耐火材による MCCI 抑制効果実証試験, 日本原子力学会2019年秋の大会, 1G19, 2019.
- 窪谷悟ほか, 静的デブリ冷却システムの開発 Phase II (3)ZrO2耐⽕材の耐浸⾷性, 日本原子力学会2021年秋の大会, 1E07, 2021.
- 木村友則ほか, 静的デブリ冷却システムの開発 Phase II (4)耐火材敷設構造の最適化, 日本原子力学会2021年秋の大会, 1E08, 2021.
- 塚田圭祐ほか, 静的デブリ冷却システムの開発 Phase II (5)MCCI抑制の実証, 日本原子力学会2021年秋の大会, 1E09, 2021.
- 堀江英樹ほか, 静的デブリ冷却システムの開発 Phase II (6)解析⼿法の整備, 日本原子力学会2021年秋の大会, 1E10, 2021.
- 田原美香ほか, 静的デブリ冷却システムの開発 Phase II (7)総合評価, 日本原子力学会2021年秋の大会, 1E11, 2021.
《RCPシール漏えい防止対策技術の開発》（PWR）
- 渡邉孟⼠・⽜原将太, PWRプラントへのRCPシャットダウンシール導入による安全性向上, 日本保全学会第21回学術講演会, 2025.
《免震システムの評価手法開発》（PWR/BWR共通）
- 池田正樹ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その25）実規模免震装置の破断試験（破断曲面に関する詳細評価）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 金澤健司ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その26）実規模免震装置の破断試験（破断特性と線形特性の統計量評価）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 平木隆文ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その27） 実規模免震装置の破断試験（破断後免震装置の力学特性評価）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 森隆浩ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その28）実規模免震装置の破断試験（FEM解析による設計パラメータの破断特性への影響度評価）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 正木信男ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その29）実規模免震装置の破断試験（FEM解析による破断指標の検討）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 中山尚之ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その30）免震建屋の航空機衝突時の影響評価, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 神田繁ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その31）免震装置接合部の地震時の健全性について, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 小杉慎司ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その32）開発成果の概要（その１）免震装置特性試験, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 浅原信吾ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その33）開発成果の概要（その２）免震建屋の設計・評価, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 島哲也ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その34）開発成果の概要（その３）残余のリスク評価, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 水野琴世ほか, 原子力施設の免震技術の開発（その35）開発成果の概要（その４）免震建屋の原子力施設への適用について, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 小杉慎司ほか, 破断試験による大型鉛プラグ入り積層ゴムの終局特性評価, 日本建築学会構造系論文集, 第82巻, 第732号, pp.203-213, 2017.
- 森隆浩ほか, 有限要素法による実規模免震装置の終局特性シミュレーション, 日本建築学会構造系論文集, 第82巻, 第735号, pp.663-673, 2017.
- 福嶋俊介ほか, 原子力施設の免震技術の開発 免震建屋の渡り配管の設計の概要, 日本機械学会2016年度年次大会, J1010105.
- 秋本高英ほか, 原子力施設の免震技術の開発 (1)免震装置のフラジリティ, 日本原子力学会2016年秋の大会, 3G14, 2016.
- 福嶋俊介ほか, 原子力施設の免震技術の開発 (2)渡り配管のフラジリティ, 日本原子力学会2016年秋の大会, 3G15, 2016.
- 原口龍将ほか, 原子力施設の免震技術の開発 (3)免震プラントの地震PRAの考え方について, 日本原子力学会2016年秋の大会, 3G16, 2016.
- T. Akimoto, et al., “Development of Evaluation Method for Seismic Isolation Systems of Nuclear Power Facilities – Proposal of Fragility Evaluation Method and Study on Application of Fail-Safe System -,” Proceedings of ICAPP, Paper 17577, 2017.
《格納容器構造の健全性評価手法の高度化》（BWR）
- 太田淳己ほか, 鋼板コンクリート構造の格納容器への適用性評価 (14)開口部試験, 日本原子力学会2017年秋の大会, 3B05, 2017.
- 能地宏行ほか, 鋼板コンクリート構造の格納容器への適用性評価 (15)全体試験, 日本原子力学会2017年秋の大会, 3B06, 2017.
- 桑田優ほか, 鋼板コンクリート構造の格納容器への適用性評価 (16)BWR格納容器へのSC構造の適用について, 日本原子力学会2017年秋の大会, 3B07, 2017.
- 田邊雅士ほか, 鋼板コンクリート構造の格納容器への適用性評価 (17)格納容器の構造健全性評価手法の整備, 日本原子力学会2017年秋の大会, 3B08, 2017.
- 大賀幸治ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (1)開発計画, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 平子靜ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (2)材料試験（計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 抱憲誓ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (3)材料試験（試験結果）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 能地宏行ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (4)熱圧縮・座屈試験（計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 川田純也ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (5)熱圧縮・座屈試験（試験結果）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 北島靖己ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (6)せん断試験（計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 平間敏彦ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (7)せん断試験（試験・解析結果）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 成田慎太郎ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (8)基部試験（計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 岡安隆史ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (9)基部試験（試験結果）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 平井秀男ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (10)隅角部試験（計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 神野靖夫ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (11)隅角部試験（梁型試験・解析結果）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 田村正ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (12)隅角部試験（L型試験・解析結果）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2016年8月.
- 平井秀男ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (13)開口部試験（計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2017年7月.
- 太田和也ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (14)開口部試験（試験・解析結果）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2017年7月.
- 平間敏彦ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (15)鋼板裏面部試験（計画・試験・解析結果）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2017年7月.
- 能地宏行ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (16)全体試験（計画）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2017年7月.
- 岡安隆史ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (17)全体試験（試験結果）, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2017年7月.
- 成田慎太郎ほか, 鋼板コンクリート構造のBWR格納容器への適用性評価 (18)BWR格納容器へのSC構造の適用性について, 日本建築学会大会学術講演梗概集, 2017年7月.
- J. Ota, et al., “Applicability Evaluation of Steel Plate Reinforced Concrete Structure to Primary Containment Vessel of BWRs (6) Mechanical and Thermal Properties of Steel under High Temperature up to 700℃,” SMiRT 24, Busan, Korea, 2017.
- H. Nouji, et al., “Applicability Evaluation of Steel Plate Reinforced Concrete Structure to Primary Containment Vessel of BWRs (7) Compressive Loading Test of Steel Plate Reinforced Concrete Structure under High Temperature up to 300℃,” SMiRT 24, Busan, Korea, 2017.
- Y. Kitajima, et al., “Applicability Evaluation of Steel Plate Reinforced Concrete Structure to Primary Containment Vessel of BWRs (8) Shear Loading Test of Steel Plate Reinforced Concrete Structure under High Temperature Conditions,” SMiRT 24, Busan, Korea, 2017.
- D. Hinata, et al., “Applicability Evaluation of Steel Plate Reinforced Concrete Structure to Primary Containment Vessel of BWRs (9) Axisymmetric Out-of-Plane Shear Test of Cylindrical Steel Plate Reinforced Concrete Structure Subjected to High Temperature up to 300℃,” SMiRT 24, Busan, Korea, 2017.
- T. Tamura, et al., “Applicability Evaluation of Steel Plate Reinforced Concrete Structure to Primary Containment Vessel of BWRs (10) Testing Joined Part of Top-Slab and Shell Wall,” SMiRT 24, Busan, Korea, 2017.
- Y. Jinno, et al., “Applicability Evaluation of Steel Plate Reinforced Concrete Structure to Primary Containment Vessel of BWRs (11) Opening Part Test,” SMiRT 24, Busan, Korea, 2017.
- J. Kawada, et al., “Applicability Evaluation of Steel Plate Reinforced Concrete Structure to Primary Containment Vessel of BWRs (12) Pressure Test of Cylindrical Steel Plate Reinforced Concrete Structure,” SMiRT 24, Busan, Korea, 2017.
- S. Narita, et al., “Applicability Evaluation of Steel Plate Reinforced Concrete Structure to Primary Containment Vessel of BWRs (13) Comprehensive Evaluation,” SMiRT 24, Busan, Korea, 2017.
- N. Kakae, et al., ”Physical and Thermal Properties of Concrete Subjected to High Temperature,” Journal of Advanced Concrete Technology, vol.15, pp.190-212, 2017.
《静的格納容器冷却システム（PCCS）の開発》（BWR）
- 山田雅人ほか, 静的格納容器冷却系のシステム挙動試験 (5)新型システム挙動試験, 日本原子力学会2016年秋の大会, 1K15, 2016.
- 田原美香ほか, 静的格納容器冷却系のシステム挙動試験 (6)システム挙動試験解析, 日本原子力学会2016年秋の大会, 1K16, 2016.
《蒸気発生器の安全性高度化》（PWR）
- T. Komuro, et al., “Development of numerical simulation method for two-phase flow in shell and tube heat exchangers,” Int Heat Transf Conf. 2018 August: 4833–4842.
- A. Kodama, et al., “Measurement of local parameters of two-phase flow in tube bundle,” Int Heat Transf Conf. 2018 August: 6821–6830.
- R. Kawakami, et al., “Experimental Investigation of Fluid-Elastic Vibration of Square Array Tube Bundle in Two Phase Flow,” Proceedings of the ASME 2019 Pressure Vessels & Piping Conference, PVP2019-93473.
- Y. Komuro, et al., “Development of Thermal Hydraulic Simulation Method for Two-Phase Flow in Steam Generators,” Proceedings of NURETH-18; 2019 Aug 18–23; Portland, OR.
- T. Nariai, et al., “Correlations between superficial gap velocities and interfacial velocities for two-phase flows in simulated tube bundle,” Specialists workshop on advanced instrumentation and measurement technique for experiments related to nuclear reactor thermal hydraulics and severe accidents. 2019 October; #040.
- Y. Komuro, et al., “Validation of three-dimensional simulation method for two-phase flow in triangular-pitch tube bundle in secondary side of steam generators on porous two-fluid model,” Journal of Nuclear Science and Technology, vol.59, no.1, pp. 78-95, 2022
- K. Hirota, et al., “Seismic Test and Seismic Response Analysis of U-Shaped Tube Bundle with Triangular Arrays in Steam Generator,” Proceedings of the ASME 2022 Pressure Vessels & Piping Conference, PVP2022-83643.
- K. Hirota, et al., “Considering Gaps Between Tubes and AVBs for U-Shaped Tube Bundle in Steam Generators Using Seismic Linear Analysis Method,” Proceedings of the ASME 2023 Pressure Vessels & Piping Conference, PVP2023-102942.
- M. Monde, et al., “Seismic Response of Tubes Vibrating Independently in In-Plane Direction for U-Shaped Tube Bundle with Triangular Arrays in Steam Generators,” Proceedings of the ASME 2023 Pressure Vessels & Piping Conference, PVP2023-105872.
《炉心の安全性高度化》（PWR）
- K. Yoshida, et al., “Evaluation of the Thermal Hydraulics Phenomenon at Upper Plenum in the Reactor Vessel for the Improvement in Safety of PWR,” Proceedings of ICAPP, Paper 17400, 2017.
- K. Higashi, et al., “Evaluation of the Thermal Hydraulics Phenomenon at Lower Plenum in the Reactor Vessel for the Improvement in Safety of PWR,” Proceedings of ICAPP, Paper 17452, 2017.
- H. Sugiura, et al., “Development of Structural Integrity Assessment Method for Flow-Induced Vibration of Reactor Internals in PWR,” Proceedings of the ASME 2018 Pressure Vessels & Piping Conference, PVP2018-84473.
- K. Maeta, et al., “Simulation of Acoustic-Structure Interaction by Using Finite Element Analysis in Reactor Pressure Vessel of PWR,” Proceedings of the ASME 2018 Pressure Vessels & Piping Conference, PVP2018-84496.
- 塩見友理子ほか, LIF計測を用いた軽水炉事故時の温度混合現象の解明, 日本原子力学会2021年秋の大会, 3J05, 2021.
《安全システムの高度化》（PWR）
- T. Takeda, et al., “ROSA/LSTF Tests and RELAP5 Posttest Analyses for PWR Safety System Using Steam Generator Secondary-Side Depressurization against Effects of Release of Nitrogen Gas Dissolved in Accumulator Water,” Science and Technology of Nuclear Installations, Volume 2016, Article ID 7481793, 15 pages, 2016.
- H. Tsuruoka, et al., “The Early Depressurization Method for the Vapor Generation at the Top of Reactor Vessel,” Proceedings of ICONE23, Paper 60520, 2016.
《溶融デブリ炉内保持(IVR)の開発》（PWR）
- 津田諭ほか, ROAAM手法によるAP1000TMの溶融デブリ炉内保持（IVR）成立性評価, 日本原子力学会2017年春の年会, 3M06, 2017.
- K. Ryoji, et al., ”Experimental Study of Critical Heat Flux Enhancement with Nanofluid during In-Vessel Retention,” Proceedings of ICAPP, Paper 16416, 2016.
- K. Aoki, et al., “Development of Correlation of Critical Heat Flux Measurement during In-Vessel Retention,” Proceedings of ICAPP, Paper 16451, 2016.
- C. Iwaki, et al., “Study on In-Vessel Retention – Effect of nanofluids on CHF Enhancement under Flow Conditions during In-Vessel Retention -,” Proceedings of ICAPP, Paper 17133, 2017.
- S. Tsuda, et al., ”Study on In-Vessel Retention – Analysis of In-Vessel Retention Using Risk Oriented Accident Analysis Methodology -,” Proceedings of ICAPP, Paper 17170, 2017.
- C. Iwaki, et al., “Development of critical heat flux correlation for In-vessel retention,” Journal of Nuclear Science and Technology, vol.57, no.8, pp. 951-962, 2020.
