研究者
J-GLOBAL ID：202101003637405627   更新日: 2025年10月27日

小野田 雄一

オノダ ユウイチ | Onoda Yuichi
所属機関・部署：
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 大洗原子力工学研究所 戦略推進部 次世代原子炉開発推進グループ

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 大洗原子力工学研究所 戦略推進部 次世代原子炉開発推進グループ について


研究分野 (1件)： 原子力工学
論文 (23件)：
  • 小野田 雄一, 久保田 龍三朗*, 山野 秀将. Core degradation behavior under ULOF transient on CFV-type core equipped SFR. Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet). 2025. 11
  • 小野田 雄一, 内田 昌人*, 時崎 美奈子*, 岡崎 仁*. Detectability of pump/diagrid link rupture in pool-type sodium-cooled fast reactor. Nuclear Technology. 2025. 20
  • 飛田 吉春, 田上 浩孝, 石田 真也, 小野田 雄一, 曽我部 丞司, 岡野 靖. JAEAにおけるナトリウム冷却高速炉過酷事故解析手法の開発と安全解析への適用性評価. IAEA-TECDOC-2079. 2025. 72-84
  • 早川 教*, 萩原 裕之*, 今村 亮*, 小野田 雄一, 田中 正暁, 中村 博紀*. ナトリウム冷却高速炉のカバーガス領域におけるナトリウムミストによる熱輸送の数値評価手法の開発. Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet). 2024. 8
  • 小野田 雄一, 石田 真也, 深野 義隆, 神山 健司, 山野 秀将, 久保 重信, 柴田 明裕*, Bertrand F.*, Seiler N.*. France-Japan collaboration on severe accident studies in sodium-cooled fast reactors, 1; Severe accident scenarios assessment. Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet). 2024. 4
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MISC (10件)：
  • 小野田 雄一, 飛田 吉春, 岡野 靖. SFRのATWS事故を評価するJAEAの解析手法; 事故の膨張過程における機械的影響. IAEA-TECDOC-2079. 2025. 215-225
  • 曽我部 丞司, 石田 真也, 田上 浩孝, 岡野 靖, 神山 健司, 小野田 雄一, 松場 賢一, 山野 秀将, 久保 重信, 久保田 龍三朗*, et al. ナトリウム冷却高速炉の過酷事故研究における日仏協力,2; 過酷事故の評価手法と解析. Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet). 2024. 4
  • 小野田 雄一, 山野 秀将. ナトリウム冷却高速炉のコアキャッチャースカート部へのデブリの堆積による原子炉容器の変形に関する予備解析. Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet). 2022. 9
  • 仲井 悟, 青山 卓史, 伊藤 主税, 山本 雅也, 飯島 稔, 長沖 吉弘, 小林 淳子, 小野田 雄一, 大釜 和也, 上羽 智之, et al. 高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会. 高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会. 2008. 154
  • 山野 秀将, 小野田 雄一, 飛田 吉春, 佐藤 一憲. CABRI-RAFT TPA2 試験の解釈. JNC TN9400 2005-045. 2005. 123
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講演・口頭発表等 (34件)：
  • ナトリウム冷却タンク型高速炉の概念設計,9; 燃料選択に向けた炉心安全性の検討(酸化物燃料)
    (日本原子力学会2025年秋の大会)
  • International collaboration on severe accident studies for sodium-cooled fast reactor development in JAEA
    (IAEA Technical Meeting on Advances and Innovations in Fast Reactor Design and Technology)
  • ナトリウム冷却タンク型高速炉における自然循環時の炉心冷却特性評価
    (日本原子力学会2025年秋の大会)
  • The Effect of burn-up state on ULOF accident progression of Sodium-cooled Fast Reactor
    (Joint IAEA-GIF Workshop on the Safety of Non-Water Cooled Reactors)
  • 高速炉での溶融燃料流出管を通した燃料流出による再臨界回避
    (Joint IAEA-GIF Workshop on the Safety of Non-Water Cooled Reactors)
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