山路 哲史 (ヤマジ アキフミ)

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所属

理工学術院 大学院先進理工学研究科

職名

准教授

ホームページ

http://www.f.waseda.jp/akifumi.yamaji/

兼担 【 表示 / 非表示

  • 理工学術院   先進理工学部

学内研究所等 【 表示 / 非表示

  • 2020年
    -
    2022年

    理工学術院総合研究所   兼任研究員

学歴 【 表示 / 非表示

  • 2001年04月
    -
    2006年03月

    東京大学大学院   工学系研究科   システム量子工学専攻  

  • 1997年04月
    -
    2001年03月

    東京大学   工学部   システム量子工学科  

  • 1996年09月
    -
    1997年03月

    Imperial College London   Department of Physics   Department of Physics  

学位 【 表示 / 非表示

  • 東京大学   博士(工学)

経歴 【 表示 / 非表示

  • 2017年04月
    -
     

    現在:早稲田大学   共同原子力専攻   准教授

  • 2014年09月
    -
    2017年03月

    早稲田大学   共同原子力専攻   講師(専任)

  • 2011年09月
    -
    2014年08月

    経済協力開発機構原子力機関   Data Bank   Nuclear Scientist

  • 2006年04月
    -
    2014年08月

    日本原子力研究開発機構(JAEA)   研究員

所属学協会 【 表示 / 非表示

  •  
     
     

    日本原子力学会

 

研究分野 【 表示 / 非表示

  • 原子力工学

研究キーワード 【 表示 / 非表示

  • 原子炉物理学、燃料ふるまい、新型炉、原子炉過酷事故

論文 【 表示 / 非表示

  • A multiphase MPS method coupling fluid–solid interaction/phase-change models with application to debris remelting in reactor lower plenum

    Guangtao Duan, Akifumi Yamaji, Mikio Sakai

    Annals of Nuclear Energy   166   108697 - 108697  2022年02月  [査読有り]

    DOI

  • Development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel cladding for BWRs in Japan

    K. Sakamoto, Y. Miura, S. Ukai, N.H. Oono, A. Kimura, A. Yamaji, K. Kusagaya, S. Takano, T. Kondo, T. Ikegawa, I. Ioka, S. Yamashita

    Journal of Nuclear Materials   557   153276 - 153276  2021年12月  [査読有り]

    DOI

  • Estimation of the fuel debris thermal energy at the time of the major core slumping of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit-3 with MELCOR-2.2

    Mariko Regalado, Xin Li, Akifumi Yamaji, Ikken Sato

    Annals of Nuclear Energy   160   108430 - 108430  2021年09月  [査読有り]

    DOI

  • 2D MPS method analysis of ECOKATS-V1 spreading with crust fracture model

    Jubaidah, Yuki Umazume, Nozomu Takahashi, Xin Li, Guangtao Duan, Akifumi Yamaji

    Nuclear Engineering and Design   379   111251 - 111251  2021年08月  [査読有り]

    DOI

  • Development of MPS method and analytical approach for investigating RPV debris bed and lower head interaction in 1F Units-2 and 3

    Nozomu Takahashi, Guangtao Duan, Akifumi Yamaji, Xin Li, Ikken Sato

    Nuclear Engineering and Design   379   111244 - 111244  2021年08月  [査読有り]

    DOI

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書籍等出版物 【 表示 / 非表示

  • NUCLEAR POWER PLANT DESIGN AND ANALYSIS CODES

    ( 担当: 分担執筆)

    Elsevier  2021年

  • (連載講座)第4世代原子炉の開発動向 第3回 超臨界圧軽水冷却炉

    山路 哲史( 担当: 単著)

    2018年05月

  • Super Light Water Reactors and Super Fast Reactors

    Y. Oka, S. Koshizuka, Y. Ishiwatari, A. Yamaji

    Springer  2010年 ISBN: 9781441960351

  • 山路 哲史

    (解説)スーパー軽水炉, 炉心設計( 担当: 単著)

    日本原子力学会誌ATOMOΣ  2007年09月

受賞 【 表示 / 非表示

  • 早稲田大学ティーチングアワード(2019年度秋学期)

    2020年08月   早稲田大学   原子力理工学概論  

    受賞者: 鷲尾 方一, 山路 哲史, 古谷 正裕

  • 第29回日本原子力学会熱流動部会部会賞・優秀講演賞

    2018年09月   日本原子力学会   Multi-physicsモデリングによる Ex-Vessel溶融物挙動理解の深化(2)全体概要とMPS法によるSpreading解析の高度化  

    受賞者: 山路 哲史, 古谷 正裕, 大石 佑治, 段 广涛

  • 日本原子力学会英文誌最多引用論文賞(共著受賞)

    2013年03月  

  • 日本原子力学会奨励賞

    2007年03月  

共同研究・競争的資金等の研究課題 【 表示 / 非表示

  • 社会に受け入れられる事故復旧性スーパー高速炉概念の研究

    研究期間:

    2020年04月
    -
    2024年03月
     

  • Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定

    研究期間:

    2019年10月
    -
    2022年03月
     

    担当区分: 研究代表者

  • 沸騰水型軽水炉の過酷事故進展解析モデルの研究

    研究期間:

    2017年06月
    -
    2021年03月
     

    山路哲史

    担当区分: 研究代表者

  • コリウム広がり解析のMPS-THEMAクロスウォーク

    研究期間:

    2018年04月
    -
    2019年12月
     

    担当区分: 研究代表者

  • Multi-physicsモデリングによるEx-Vessel溶融物挙動理解の深化

    研究期間:

    2016年10月
    -
    2019年03月
     

    担当区分: 研究代表者

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講演・口頭発表等 【 表示 / 非表示

  • Numerical Study of Collision Behavior of Melt Droplets During Fuel-Coolant Interaction

    Panpan Wen, Gen Li, Jinchen Gao, Yupeng Li, Akifumi Yamaji, Junjie Yan

    International Conference on Nuclear Engineering (ICONE2020)  

    発表年月: 2020年08月

    開催年月:
    2020年08月
     
     
  • Preliminary Investigation on Improvement of FP Management during BWR Severe Accident with MELCOR-2.2

    K. Matsubara, A. Yamaji, X. Li, D. Fujiwara, H. Shirai, T. Noju

    ICONE2020 Anaheim, USA (Virtual, Online)  

    開催年月:
    2020年08月
     
     
  • Preliminary Power Transient Analysis of the Super FR with Axially Heterogeneous Core

    T. Okui, A. Yamaji

    PHYSOR2020  

    発表年月: 2020年04月

  • Preliminary Core Design Study of Small Supercritical Fast Reactor with Single Pass Cooling

    K. Uchimura, A. Yamaji

    PHYSOR2020   (ケンブリッジ) 

    発表年月: 2020年04月

  • Recent Progress in Development of Accident Tolerant FeCrAl-ODS Fuel Claddings for BWRs in Japan

    K. Sakamoto, Y. Miura, S. Ukai, A. Kimura, A. Yamaji, K. Kusagaya, S. Yamashita

    Top Fuel 2019   (シアトル)  米国原子力学会  

    発表年月: 2019年09月

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特定課題研究 【 表示 / 非表示

  • 改良ステンレス被覆燃料のExtended LOCA時ふるまい解析

    2020年  

     概要を見る

    燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7の改良と解析により、改良ステンレス鋼被覆管を用いた燃料の冷却喪失が持続するExtended LOCA時ふるまいを明らかにし、改良ステンレス鋼の高温クリープ挙動特性データ取得の必要性や必要とされるデータ範囲を明らかにした。9×9型BWR燃料を例に解析した結果、Zry被覆管の予測破裂温度は約1200K, 改良ステンレス鋼被覆管は同約1400Kから1470Kとなった。改良ステンレス鋼のZryに対する優位性を示すためには約1200Kから1470Kの歪量を測定した実験データが必要であることが明らかになった。

  • 軸方向非均質スーパー高速炉のLOCA特性の解明

    2019年  

     概要を見る

    第四世代の原子炉の一つであるスーパー高速炉は原子炉冷却材に超臨界水を用いる。その冷却材喪失事故(LOCA)時には高温高圧の超臨界水単相流冷却から減圧後の水蒸気二層流冷却及び過熱蒸気単相流冷却までの広い範囲で燃料被覆管温度を評価する必要がある。本研究では、軸方向に複数のMOX燃料層とブランケット燃料層から構成するスーパー高速炉のLOCA時炉心冷却特性を一点近似動特性モデルと一次元熱水力モデルに基づくRELAP/SCDAPSIMコードを用いて明らかにした。従来と異なり、上部MOX層-中間ブランケット層境界で大きな温度勾配が生じ、スクラム時間遅れの増大に伴い温度勾配も増大することが明らかになった。

  • 新型軽水炉燃料の冷却材喪失事故時ふるまい解析

    2018年  

     概要を見る

    福島事故後、原子炉事故時の安全性を向上する新型燃料の研究開発が急務となっており、本研究では、軽水炉燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7の改良と解析により、改良ステンレス鋼(FeCrAl-ODS)被覆燃料と従来燃料の原子炉冷却材喪失事故(LOCA)時ふるまいの違いを明らかにした。原子力国際機関(IAEA)が、各国の燃料ふるまい解析コードを用いたFeCrAl-ODS被覆燃料のLOCA時のふるまい解析のベンチマークを実施し、研究者(早大)は日本を代表して同国際ベンチマークにも参加し、研究成果を共有した。通常運転時とLOCA時の両ケースの解析に成功したのは参加した5カ国のうち、米国と日本(早大)の2カ国のみで、日本の優れた研究力の発信にも貢献した。

  • 機能的デブリ分散床の基礎概念研究

    2017年  

     概要を見る

    本研究では、原子炉過酷事故時に機能的に高温デブリを分散させ、デブリの冷却性を向上する“機能的デブリ分散床”の概念を提案し、その効果を明らかにするために、伝熱・流動・相変化を機構論的に解析できるラグランジュ法に基づくMPS法を用いて炉心溶融物spreading挙動の理解を深めた。仏国CEAで実施されたVULCANO VE-U7 実験の解析の結果、重力/粘性支配の流動において、流動先端に形成されるクラストと流動の固液相互作用の結果、クラストが次第に発達し、やがてバルク流動をせき止めて流動停止に至る機構が明らかになった。これらの新知見を学術論文誌に発表した。

  • 金属半球容器アブレーション現象のMPS法による解析手法の発展

    2016年  

     概要を見る

    原子炉過酷事故時の核燃料の溶融とそれに伴う発熱やガス発生及び周辺構造物との相変化(溶融・凝固)を伴う溶融物の流動(対流、層化)、構造物との相互作用(アブレーション)現象は複雑であり、経験式を多用する従来の手法では正確に予測できない。本研究では、溶融物と金属容器プレナム構造の相互作用を機構論的に解析可能なMPS法を開発するために、MPS法によるアブレーション現象の解析手法の高度化を図った。溶融物によるアブレーションに関する実験データが豊富なコア・コンクリート反応実験(MCCI実験)のデータによるMPS法の検証計算を行い、従来用いられていた調整パラメータを使用せずに実験結果を精度よく予測することに成功した。

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現在担当している科目 【 表示 / 非表示

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委員歴 【 表示 / 非表示

  • 2019年09月
    -
    2023年07月

    日本原子力学会  標準委員会基盤応用・廃炉技術専門部会 委員

  • 2019年04月
    -
    2022年03月

    原子力規制委員会  技術評価検討会 委員

  • 2018年07月
    -
    2020年06月

    日本原子力学会国際活動委員会  委員

  • 2018年07月
    -
    2020年03月

    日本原子力学会原子力発電部会「次期軽水炉の技術要件」WG  委員

  • 2019年09月
    -
     

    Generation IV International Forum  SCWRシステム運営委員会(SSC)委員及びGIF国内連絡会 委員

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