高松邦吉 Takamatsu Kuniyoshi

研究者番号	70414547
その他のID	https://orcid.org/0000-0002-7967-1899
所属 (現在)	2024年度: 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, エネルギー研究開発領域高温ガス炉プロジェクト推進室, 研究主幹
所属 (過去の研究課題情報に基づく) *注記	2022年度: 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門炉設計部, 研究主幹 2018年度 – 2020年度: 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門大洗研究所高温ガス炉研究開発センター, 研究副主幹 2015年度 – 2017年度: 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 原子力科学研究部門高温ガス炉水素・熱利用研究センター, 研究副主幹
審査区分/研究分野	研究代表者小区分25020:安全工学関連 / 小区分31010:原子力工学関連 / 原子力学
キーワード	研究代表者高温ガス炉 / 受動的安全性 / 格納容器 / 対流 / ふく射 / 熱工学 / 原子力工学 / 新型炉 / HTGR / 自然対流 … もっと見る / 輻射 / 冷却設備 / 安全工学 / 伝熱 / HTTR / 崩壊熱 / 熱伝導隠す

受動的冷却機能を持つ原子炉圧力容器冷却設備の安全性に関する基礎基盤研究研究代表者
- 研究代表者
  
  高松邦吉
- 研究期間 (年度)
  2022 – 2024
- 研究種目
  
  基盤研究(C)
- 審査区分
  
  小区分25020:安全工学関連
- 研究機関
  国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
メルトダウンが起こりえない受動的放射冷却を用いた原子炉圧力容器の革新的冷却設備研究代表者
- 研究代表者
  
  高松邦吉
- 研究期間 (年度)
  2018 – 2020
- 研究種目
  
  基盤研究(C)
- 審査区分
  
  小区分31010:原子力工学関連
- 研究機関
  国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備研究代表者
- 研究代表者
  
  高松邦吉
- 研究期間 (年度)
  2015 – 2017
- 研究種目
  
  基盤研究(C)
- 研究分野
  
  原子力学
- 研究機関
  国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

すべて 2023 2022 2021 2019 2018 2017 2016 2015

すべて雑誌論文学会発表

[雑誌論文] Comparison between passive reactor cavity cooling systems based on atmospheric radiation and atmospheric natural circulation2021
- 著者名/発表者名
  Takamatsu Kuniyoshi、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji
- 雑誌名
  
  Annals of Nuclear Energy
  
  巻: 151 ページ: 107867-107867
- DOI
  10.1016/j.anucene.2020.107867
- 査読あり
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-18K05000
[雑誌論文] Comparative methodology between actual RCCS and downscaled heat-removal test facility2019
- 著者名/発表者名
  Takamatsu Kuniyoshi、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji
- 雑誌名
  
  Annals of Nuclear Energy
  
  巻: 133 ページ: 830-836
- DOI
  10.1016/j.anucene.2019.07.025
- 査読あり
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-18K05000
[雑誌論文] 6-4 受動的放射冷却を用いた高温ガス炉の冷却設備を開発－事故時崩壊熱除去方法の概念成立に向けて－2018
- 著者名/発表者名
  高松邦吉
- 雑誌名
  
  原子力機構の研究開発成果 2018-19
  
  巻: - ページ: 67-67
- オープンアクセス
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-18K05000
[雑誌論文] Improvement of heat-removal capability using heat conduction on a novel reactor cavity cooling system (RCCS) design with passive safety features through radiation and natural convection2018
- 著者名/発表者名
  Takamatsu Kuniyoshi、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji
- 雑誌名
  
  Annals of Nuclear Energy
  
  巻: 122 ページ: 201-206
- DOI
  10.1016/j.anucene.2018.08.047
- 査読あり
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-18K05000
[雑誌論文] New reactor cavity cooling system (RCCS) with passive safety features: A Comparative methodology between a real RCCS and a scaled-down heat-removal test facility2016
- 著者名/発表者名
  高松邦吉、松元達也、守田幸路
- 雑誌名
  
  Annals of Nuclear Energy
  
  巻: 96 ページ: 137-147
- DOI
  10.1016/j.anucene.2016.05.012
- 査読あり / 謝辞記載あり
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-15K06676
[学会発表] Improvement of cooling performance of reactor pressure vessel using passive cooling2023
- 著者名/発表者名
  Banno Masaki、Funatani Shumpei、Takamatsu Kuniyoshi
- 学会等名
  30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 30)
- 国際共著/国際学会である
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-22K04628
[学会発表] Comparison on safety features among HTGR’s Reactor Cavity Cooling Systems (RCCSs)2023
- 著者名/発表者名
  Takamatsu Kuniyoshi、Funatani Shumpei
- 学会等名
  2023 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants
- 国際共著/国際学会である
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-22K04628
[学会発表] 輻射を利用した原子力キャビティ冷却システムの伝熱特性に関する研究2022
- 著者名/発表者名
  坂野雅樹、舩谷俊平、高松邦吉
- 学会等名
  山梨講演会2022
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-22K04628
[学会発表] 受動的冷却機能を持つ原子炉圧力容器冷却設備に関する研究2022
- 著者名/発表者名
  高松邦吉、舩谷俊平、坂野雅樹
- 学会等名
  日本原子力学会 2022年秋の大会
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-22K04628
[学会発表] ふく射を利用した原子炉キャビティ冷却シスムの伝熱特性に関する研究2019
- 著者名/発表者名
  西森友弥、明石知泰、宇和田尚悟、松元達也、劉維、守田幸路、高松邦吉
- 学会等名
  日本原子力学会九州支部第38回研究発表講演会
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-18K05000
[学会発表] Experimental study on heat removal performance of a new reactor cavity cooling system (RCCS)2018
- 著者名/発表者名
  Hosomi Seisuke、Akashi Tomoyasu、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji、Takamatsu Kuniyoshi
- 学会等名
  The 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS11)
- 国際共著/国際学会である
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-18K05000
[学会発表] 高温ガス炉における受動的冷却設備の伝熱特性に関する検討2018
- 著者名/発表者名
  明石知泰、細見成祐、井福弘基、松元達也、劉維、守田幸路、高松邦吉
- 学会等名
  日本原子力学会九州支部第37回研究発表講演会
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-18K05000
[学会発表] 高温ガス炉における受動的冷却設備の伝熱特性に関する検討2018
- 著者名/発表者名
  細見成祐、山口修平、明石知泰、松元達也、劉維、守田幸路、高松邦吉
- 学会等名
  日本原子力学会　2018年春の年会
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-15K06676
[学会発表] 受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備のスケールモデルによる伝熱特性に関する実験的検討2017
- 著者名/発表者名
  山口修平、佐藤紀恭、松元達也、守田幸路、高松邦吉
- 学会等名
  九州大学エネルギーウィーク 2017
- 発表場所
  九州大学伊都キャンパス　（福岡県・福岡市）
- 年月日
  2017-01-31
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-15K06676
[学会発表] 受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備 (2)スケールモデルによる伝熱特性に関する実験的検討2016
- 著者名/発表者名
  佐藤紀恭、山口修平、松元達也、守田幸路、高松邦吉
- 学会等名
  日本原子力学会 2016年秋の大会
- 発表場所
  久留米シティプラザ　（福岡県・久留米市）
- 年月日
  2016-09-07
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-15K06676
[学会発表] New reactor cavity cooling system with a novel shape and passive safety featureｓ2016
- 著者名/発表者名
  高松邦吉、松元達也、守田幸路
- 学会等名
  2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016)
- 発表場所
  サンフランシスコ　（アメリカ）
- 年月日
  2016-04-17
- 国際共著/国際学会である
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-15K06676
[学会発表] 受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備 (1)実機のRCCSと比較するために等倍縮小した除熱試験装置の実験条件2016
- 著者名/発表者名
  高松邦吉、松元達也、守田幸路
- 学会等名
  日本原子力学会 2016年秋の大会
- 発表場所
  久留米シティプラザ　（福岡県・久留米市）
- 年月日
  2016-09-07
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-15K06676
[学会発表] 受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備 - 実機のRCCS と等倍縮小した除熱試験装置の比較方法 -2016
- 著者名/発表者名
  高松邦吉、松元達也、守田幸路
- 学会等名
  日本原子力学会 2016年春の年会
- 発表場所
  東北大学　（宮城県・仙台市）
- 年月日
  2016-03-26
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-15K06676
[学会発表] 受動的安全性を有する原子炉圧力容器冷却設備の伝熱特性に関する研究: スケールモデルによる実験的検討2016
- 著者名/発表者名
  山口修平、佐藤紀恭、松元達也、守田幸路、高松邦吉
- 学会等名
  日本原子力学会九州支部第35回研究発表講演会
- 発表場所
  九州大学筑紫キャンパス　（福岡県・春日市）
- 年月日
  2016-12-03
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-15K06676
[学会発表] 受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備2015
- 著者名/発表者名
  高松邦吉、松元達也、守田幸路
- 学会等名
  日本原子力学会 2015年秋の大会
- 発表場所
  静岡大学　（静岡県・静岡市）
- 年月日
  2015-09-09
- データソース
  KAKENHI-PROJECT-15K06676

1. 守田幸路 (40311849)

共同の研究課題数: 2件

共同の研究成果数: 15件
2. 松元達也 (90325514)

共同の研究課題数: 2件

共同の研究成果数: 15件
3. 劉維 (70446417)

共同の研究課題数: 1件

共同の研究成果数: 6件
4. 舩谷俊平 (50607588)

共同の研究課題数: 1件

共同の研究成果数: 4件

高松 邦吉 Takamatsu Kuniyoshi

研究課題

研究成果

共同研究者

受動的冷却機能を持つ原子炉圧力容器冷却設備の安全性に関する基礎基盤研究研究代表者

研究代表者

研究期間 (年度)

研究種目

審査区分

研究機関

メルトダウンが起こりえない受動的放射冷却を用いた原子炉圧力容器の革新的冷却設備研究代表者

研究代表者

研究期間 (年度)

研究種目

審査区分

研究機関

受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備研究代表者

研究代表者

研究期間 (年度)

研究種目

研究分野

研究機関

[雑誌論文] Comparison between passive reactor cavity cooling systems based on atmospheric radiation and atmospheric natural circulation2021

著者名/発表者名

雑誌名

DOI

データソース

[雑誌論文] Comparative methodology between actual RCCS and downscaled heat-removal test facility2019

著者名/発表者名

雑誌名

DOI

データソース

[雑誌論文] 6-4 受動的放射冷却を用いた高温ガス炉の冷却設備を開発－事故時崩壊熱除去方法の概念成立に向けて－2018

著者名/発表者名

雑誌名

データソース

[雑誌論文] Improvement of heat-removal capability using heat conduction on a novel reactor cavity cooling system (RCCS) design with passive safety features through radiation and natural convection2018

著者名/発表者名

雑誌名

DOI

データソース

[雑誌論文] New reactor cavity cooling system (RCCS) with passive safety features: A Comparative methodology between a real RCCS and a scaled-down heat-removal test facility2016

著者名/発表者名

雑誌名

DOI

データソース

[学会発表] Improvement of cooling performance of reactor pressure vessel using passive cooling2023

著者名/発表者名

学会等名

データソース

[学会発表] Comparison on safety features among HTGR’s Reactor Cavity Cooling Systems (RCCSs)2023

著者名/発表者名

学会等名

データソース

[学会発表] 輻射を利用した原子力キャビティ冷却システムの伝熱特性に関する研究2022

著者名/発表者名

学会等名

データソース

[学会発表] 受動的冷却機能を持つ原子炉圧力容器冷却設備に関する研究2022

著者名/発表者名

学会等名

データソース

[学会発表] ふく射を利用した原子炉キャビティ冷却シスムの伝熱特性に関する研究2019

著者名/発表者名

学会等名

データソース

[学会発表] Experimental study on heat removal performance of a new reactor cavity cooling system (RCCS)2018

著者名/発表者名

学会等名

データソース

[学会発表] 高温ガス炉における受動的冷却設備の伝熱特性に関する検討2018

著者名/発表者名

学会等名

データソース

[学会発表] 高温ガス炉における受動的冷却設備の伝熱特性に関する検討2018

著者名/発表者名

学会等名

データソース

[学会発表] 受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備のスケールモデルによる伝熱特性に関する実験的検討2017

著者名/発表者名

高松邦吉 Takamatsu Kuniyoshi