Details of the Researcher

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Naoto Aizawa
Section
Graduate School of Engineering
Job title
Assistant Professor
Degree

  • 博士（工学）（東北大学）

  • 修士（工学）（東北大学）

Committee Memberships 13

  • Journal of Nuclear Science and Technology, Special Issue on "Progressive reactor physics for current and future challenges"　Editor

    2025/01 - Present

  • 日本原子力学会 再処理・リサイクル部会　原子力将来シナリオの諸量評価技術研究専門委員会 幹事

    2023/12 - Present

  • Journal of Nuclear Science and Technology　Associate Editor

    2020/07 - Present

  • 日本原子力学会 標準委員会 原子燃料サイクル専門部会　LLW放射能評価分科会 委員（2020.2～副主査）

    2018/10 - Present

  • 日本原子力学会 東北支部　幹事

    2017/05 - Present

  • 日本原子力学会 標準委員会 基盤・応用技術専門部会　シミュレーションの信頼性分科会 委員

    2014/08 - Present

  • 日本原子力学会 炉物理部会　炉物理ロードマップ検討ワーキンググループ 委員

    2023/10 - 2024/03

  • 日本原子力学会 再処理・リサイクル部会　核燃料サイクル施設シビアアクシデント研究ワーキンググループ メンバー

    2021/01 - 2024/03

  • 日本原子力学会 炉物理部会　運営小委員会 委員

    2020/04 - 2022/03

  • JENDL委員会　専門委員

    2016/07 - 2018/03

  • 日本原子力学会　プログラム編成ワーキンググループ メンバー

    2014/12 - 2018/03

  • 日本原子力学会　炉物理部会 運営小委員会 委員

    2014/04 - 2018/03

  • 京都大学原子炉実験所　臨界集合体実験装置共同利用研究委員会 委員

    2016/04 - 2017/03

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Professional Memberships 1

  • 日本原子力学会

Research Interests 2

  • Transmutation Engineering

  • Reactor Physics

Research Areas 1

  • Energy / Nuclear engineering /

Awards 2

  1. 第４７回（平成２６年度）日本原子力学会賞 奨励賞

    2015/03/21　一般社団法人 日本原子力学会　加速器駆動システムの安全性・運転制御性に関する研究

  2. 東北大学大学院工学研究科長賞

    2013/03　東北大学大学院工学研究科

Papers 13

  1. Void effect on static neutron multiplication characteristics in accelerator-driven system Peer-reviewed

    Naoto Aizawa

    Journal of Nuclear Science and Technology　1-12　2025/04/06

    Publisher: Informa UK Limited

    DOI： 10.1080/00223131.2025.2486787 　

    ISSN： 0022-3131

    eISSN： 1881-1248

  2. Feasibility Study of Variable Spectrum Molten Salt Reactor by Adjusting Fuel Salt Compositions for the LiF-BeF2-ZrF4-UF4 System Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Hiroki Shishido, Koji Fujikura

    4　2024/08/04

    Publisher: American Society of Mechanical Engineers

    DOI： 10.1115/icone31-134672 　

    More details Close

    Abstract The Variable Spectrum Molten Salt Reactor (VSMSR) is proposed to produce a variable neutron energy spectrum field in the core. The feasibility of the VSMSR is investigated by adjusting the fuel salt composition for the LiF-BeF2-ZrF4-UF4 quaternary system. The available fuel salt compositions are reviewed on the basis of past thermophysical studies, and the candidate fuel salt compositions are determined. The neutronics analyses are performed to examine the feasibility of VSMSR from the aspects of criticality and neutron energy spectrum. The criticality analyses show that more than 5 mol% UF4 and more than 15 wt% 235U enrichment are necessary to satisfy the criticality criterion, and the fractions of (LiF+ BeF2), as well as the UF4 fraction, have a significant influence on the infinite neutron multiplication factor kinf. Also, the neutron energy spectrum is strongly affected by the fractions of UF4, LiF, and BeF2. The calculated thermal neutron flux below 1.1 eV has a difference of about 104 order among the candidate compositions, and the present study concludes that the adjustment of the fuel salt composition is very applicable to change the neutron energy spectrum of an MSR.

  3. Neutronics Design of Molten Salt Reactor for Transmutation of Various Radioactive Nuclides Peer-reviewed

    Koji Fujikura, Naoto Aizawa

    Proceedings of 2024 31st International Conference on Nuclear Engineering, ICONE 2024　11　2024/08/04

    Publisher: American Society of Mechanical Engineers

    DOI： 10.1115/icone31-134875 　

    More details Close

    Abstract The graphite-moderated fluoride molten salt reactor for simultaneous transmutation of MA (minor actinides) and FP (fission products) is proposed in the present study. In this core concept, MA is transmuted in the core region by mixing MA nuclides into the fuel salt; FP is transmuted in the reflector region surrounding the core by introducing the FP-containing molten salt different from the fuel salt. Two types of MA-loading fluoride fuels are considered: the uranium fuel with TRU nuclides (U+TRU fuel) and with MA nuclides (U+MA fuel) from PWR spent nuclear fuel. The FP nuclides considered in this study are the soluble LLFP nuclides: Se-79, Zr-93, Sn-126, I-129, and Cs-135, and the dominant heat generation nuclides: Sr-90 and Cs-137. The criticality and burnup calculations are performed using Serpent2, and the feasibility of simultaneous transmutation of MAs and FPs is investigated. The burnup analyses show that the transmutation amounts of Se-79, Sr-90, I-129, and Cs-137 in the FP salt are larger than the production amount in the fuel salt. The amount of MA transmutation in total for U+MA fuel is larger than that for U+TRU fuel and exceeds the MA production amount in a typical LWR.

  4. Experimental Analyses of Capture Reaction Rates for Epithermal and Resonance Neutrons in Source-Driven Subcritical Cores Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Cheol Ho Pyeon

    Nuclear Science and Engineering　198　(3)　658-672　2023/07/07

    Publisher: Informa UK Limited

    DOI： 10.1080/00295639.2023.2212580 　

    ISSN： 0029-5639

    eISSN： 1943-748X

  5. Development of radiation characteristics analysis code system for geological disposal and application to vitrified waste disposal with various LWR burnup conditions Peer-reviewed

    Aizawa, N., Maeda, D., Owada, K., Iwasaki, T.

    Annals of Nuclear Energy　167　108761-108761　2022/03

    Publisher: Elsevier BV

    DOI： 10.1016/j.anucene.2021.108761 　

    ISSN： 1873-2100 0306-4549

  6. Application of Regionwise Even-Parity Discontinuity Factor to the Multigroup Analog Monte-Carlo Method Peer-reviewed

    Yoshiki Oshima, Tomohiro Endo, Akio Yamamoto, Naoto Aizawa

    Transactions of the American Nuclear Society　125　904-907　2021/11

  7. Effect of neutron spectrum on subcritical multiplication factor in accelerator-driven system Peer-reviewed

    AIZAWA Naoto, YAMANAKA Masao, IWASAKI Tomohiko, PYEON Cheol Ho

    Progress in Nuclear Energy　116　(116)　158-167　2019/09

    Publisher: Elsevier BV

    DOI： 10.1016/j.pnucene.2019.04.006 　

    ISSN： 0149-1970

  8. First nuclear transmutation of 237Np and 241Am by accelerator-driven system at Kyoto University Critical Assembly Peer-reviewed

    PYEON Cheol Ho, YAMANAKA Masao, OIZUMI Akito, FUKUSHIMA Masahiro, CHIBA Go, WATANABE Kenichi, ENDO Tomohiro, Wilfred G. Van Rooijen, HASHIMOTO Kengo, SAKON Atsushi, AIZAWA Naoto, KURIYAMA Yasutoshi, UESUGI Tomonori, ISHI Yoshihiro

    Journal of Nuclear Science and Technology　56　(8)　684-689　2019

    DOI： 10.1080/00223131.2019.1618406 　

    ISSN： 0022-3131

    eISSN： 1881-1248

  9. Study of reactivity control method by the application of gadolinium hydride to accelerator-driven system Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki, Yasuaki Watanabe, Tatsuro Takani

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY　53　(2)　240-249　2016/02

    DOI： 10.1080/00223131.2015.1036149 　

    ISSN： 0022-3131

    eISSN： 1881-1248

  10. Study on Beam Behavior in Beam Transport Line for Accelerator Driven System Peer-reviewed

    Naoto AIZAWA, Tomohiko IWASAKI, Nobuo OUCHI

    JPS Conference Proceedings　8　2015

    DOI： 10.7566/JPSCP.8.041004 　

  11. Comparison of different neutronics analysis technique for Accelerator-Driven System Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Fumito Kubo, Tomohiko Iwasaki

    ANNALS OF NUCLEAR ENERGY　60　368-373　2013/10

    DOI： 10.1016/j.anucene.2013.05.019 　

    ISSN： 0306-4549

  12. Thermoelastic analyses of cladding on beam transient of lead-bismuth cooled accelerator-driven system Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki, Fumito Kubo

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY　49　(9)　888-896　2012/09

    DOI： 10.1080/00223131.2012.712480 　

    ISSN： 0022-3131

  13. An Analysis of Cladding Failure on Beam Transient of Lead-Bismuth-Cooled Accelerator-Driven System Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY　48　(6)　892-901　2011/06

    DOI： 10.1080/18811248.2011.9711775 　

    ISSN： 0022-3131

    eISSN： 1881-1248

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Misc. 18

  1. Effect of Nuclear Data Library on Criticality and Transmutation Characteristics in Fluoride Molten Salt Reactor Peer-reviewed

    Koji Fujikura, Naoto Aizawa

    Proceedings of the 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023)　2024/07

    DOI： 10.11484/jaea-conf-2024-001 　

  2. 原子力工学，また炉物理に携わるものとして

    Naoto Aizawa, Takanori Kitada

    Journal of the Atomic Energy Society of Japan　65　(6)　362-363　2023/06

    Publisher: Atomic Energy Society of Japan

    DOI： 10.3327/jaesjb.65.6_362 　

    ISSN： 1882-2606 2433-7285

    eISSN： 2433-7285

  3. Design Study of Multi-target Installed Accelerator-Driven System Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Hiroki Yamaguchi, Kenta Suzuki, Tomohiko Iwasaki

    Proc. of Fifteenth NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (15IEMPT)　298-305　2022/10

  4. Measurement of Reaction Rate of Intermediate Neutrons on Critical Core with Various Neutron Spectra Zone

    N. Aizawa, H. Akatsu, T. Abe, K. Kawabata, C. H. Pyeon

    KURRI Progress Report 2020　2021/08

  5. Measurement of Neutron Reaction Rate of Intermediate Neutrons on Accelerator-Driven System with Spallation neutrons

    N. Aizawa, K. Nakamura, H. Akatsu, T. Abe, M. Yamanaka, C. H. Pyeon

    KURRI Progress Report 2019　2020/08

  6. Core Design of Accelerator Driven System with Reactivity Control Method Using Thorium Peer-reviewed

    Kentaro Nakamura, Hideki Saito, Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    Proceedings of the Reactor Physics Asia Conference 2019 (RPHA19)　2019/12

  7. Measurement of Neutron Reaction Rate on Accelerator-Driven System combined with DT neutron source

    N. Aizawa, D. Maeda, A. Sekiguchi, H. Machiya, M. Yamanaka, C. H. Pyeon

    KURRI Progress Report 2018　2019/08

  8. Reaction Rate of Accelerator-Driven System with Spallation Neutrons

    N. Aizawa, D. Maeda, K. Nakamura, M. Yamanaka, C. H. Pyeon

    KURRI Progress Report 2018　2019/08

  9. Basic Study of Beam Transient on Accelerator-Driven System with Spallation Neutron Source

    N. Aizawa, D. Maeda, H. Saito, R. Takasugi, M. Yamanaka, C, H. Pyeon

    KURRI Progress Report 2017　2018

  10. Study of Radiation Field Change in Geological Repository for the Various Burnup Conditions in Light Water Reactor Peer-reviewed

    Daiki Maeda, Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki, Kenji Owada

    Proceedings of the Reactor Physics Asia 2017 (RPHA17) Conference, Aug. 24-25, 2017, Chengdu, China　2017/08/24

  11. Study of Reactivity Control Method for Accelerator-Driven System by the Use of Burnable Poison Oxide Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    Proceedings of Third International Workshop on Technology and Components of Accelerator-Driven Systems (TCADS-3)　2016

  12. A STUDY OF SAFETY CORE DESIGN ON BEAM TRANSIENT FOR ACCELERATOR DRIVEN SYSTEM Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    Proc. of the Int Conf. on Physics of Reactors (PHYSOR 2014)　2015/03

    DOI： 10.11484/jaea-conf-2014-003 　

  13. Study of Reactivity Control Method by Metallic Deuteride Burnable Poison for Accelerator Driven System Peer-reviewed

    Hiroki Yamaguchi, Tatsuro Takani, Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    Proc. of Reactor Physics Asia 2015 Conference (RPHA2015)　2015

  14. A Design Study of Small Space Reactor with High Enriched Uranium Fuel Peer-reviewed

    Shiho Shundo, Tomohiko Iwasaki, Naoto Aizawa

    Proc. of Reactor Physics Asia 2015 Conference (RPHA2015)　2015

  15. Development of Safety Analysis Code System of Beam Transport and Core for Accelerator Driven System Peer-reviewed

    Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    SNA + MC 2013 - Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo　05202　2014/06/06

    DOI： 10.1051/snamc/201405202 　

  16. Basic Experiment on the Variation of Beam on Accelerator-Driven System

    N. Aizawa, T. Iwasaki, T. Takani, T. Tani, S. Kanemochi, T. Yagi, C. H. Pyeon

    2013

  17. ANALYSIS OF FUEL FAILURE ON BEAM TRANSIENT OF ACCELERATOR DRIVEN SYSTEM Peer-reviewed

    N. Aizawa, T. Iwasaki, F. Kubo

    Proc. of Acitinide and Fission Product Partitioning and Transmutation Eleveth Information Exchange Meeting　2012

  18. Development of advanced dynamic calculation code for Accelerator Driven System Peer-reviewed

    Suzuki, M., Iwasaki, T, Aizawa, N., Sato, T., Sugawara, T

    Proceedings of International Topical Meeting on Nuclear Research Applications and Utilization of Accelerators , 2009　2009

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Books and Other Publications 1

  1. 原子炉の物理

    千葉豪, 卞哲浩, 山本章夫

    一般社団法人 日本原子力学会　2019/12/27

Presentations 80

  1. Fast Burnup Calculation Method Based on Neutron Spectrum Reconstruction with Proper Orthogonal Decomposition and Regression Model

    Tomoaki Watanabe, Naoto Aizawa, Go Chiba, Kenichi Tada, Akio Yamamoto

    International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2025)　2025/04/30

  2. Development of burnup calculation method based on neutron spectrum reconstruction with POD (2) Applicability to fast reactor

    Naoto Aizawa, Tomoaki Watanabe, Akio Yamamoto, Go Chiba, Kenichi Tada

    2025 Annual Meeting of Atomic Energy of Society of Japan (AESJ)　2025/03/12

  3. Development of burnup calculation method based on neutron spectrum reconstruction with POD (1) Applicability to LWR UO2 fuel

    Tomoaki Watanabe, Naoto Aizawa, Go Chiba, Kenichi Tada, Akio Yamamoto

    2025 Annual Meeting of Atomic Energy of Society of Japan (AESJ)　2025/03/12

  4. 諸量評価ベンチマークのための 原子炉技術の選定・ 原子炉データベースの整備 Invited

    相澤直人

    NuMBAC2025 核燃料サイクルシミュレーションの信頼性向上と国内外情勢を踏まえた高度化　2025/02/21

  5. Study on Reactivity Control of Accelerator-Driven System by Inserting Void Reactivity

    Yuki YOKOYAMA, Naoto AIZAWA

    Atomic Energy Society of Japan 2024 Fall Meeting　2024/09/13

  6. Analysis of Effect of Nuclear Data Library on Transmutation Characteristics and Criticality in Fluoride Molten Salt Reactor

    Koji Fujikura, Naoto AIZAWA

    Atomic Energy Society of Japan 2024 Fall Meeting　2024/09/13

  7. Current Status and Next Development of Fuel Cycle Analysis Technique for the Future Scenarios (4) Considerations for Benchmark of Future Nuclear Reactor Technologies

    Naoto Aizawa

    Atomic Energy Society of Japan 2024 Fall Meeting　2024/09/11

  8. Neutronics Design of Molten Salt Reactor for Transmutation of Various Radioactive Nuclides

    Koji Fujikura, Naoto Aizawa

    The 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31)　2024/08/07

  9. Feasibility Study of Variable Spectrum Molten Salt Reactor by Adjusting Fuel Salt Compositions for the LiF-BeF2-ZrF4-UF4 System

    Naoto Aizawa, Hiroki Shishido, Koji Fujikura

    The 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31)　2024/08/07

  10. 炉物理ロードマップ（RM2017）の改訂 人材基盤の改訂について

    相澤直人

    日本原子力学会2024年春の年会　2024/03/26

  11. 多様な放射性核種の核変換のためのフッ化物溶融塩炉の炉心核設計

    藤倉洪治, 相澤直人

    日本原子力学会2024年春の年会　2024/03/28

  12. 高速炉における減速材を用いた燃料ピンでの核分裂生成物の燃焼に関する研究

    河込隆真, 相澤直人

    日本原子力学会2024年春の年会　2024/03/28

  13. 公開コードによるBWR炉心計算コードシステムの開発(20) 核定数生成計算機能の改良

    伊藤瑞輝, 相澤直人, 山内和昭, 久保史, 名久井敬, 髙杉両平

    日本原子力学会2024年春の年会　2024/03/27

  14. 燃料組成の調整による可変スペクトル溶融塩炉の研究 (2) 分子動力学法を用いたLiF-BeF2-ZrF4-UF4混合溶融塩の密度評価

    宍戸博紀, 橋爪秀利, 相澤直人

    日本原子力学会2024年春の年会　2024/03/27

  15. 燃料組成の調整による可変スペクトル溶融塩炉の研究 (1) 基本概念および臨界解析

    相澤直人, 宍戸博紀, 藤倉洪治

    日本原子力学会2024年春の年会　2024/03/27

  16. 小型加速器中性子源を用いた熱中性子照射場の開発

    辻本隆文, 相澤直人, 加田渉, 菊池洋平, 松山成男

    2024年第71回応用物理学会春季学術講演会　2024/03/24

  17. 公開コードによる BWR 炉心計算コードシステムの開発（14）

    伊藤瑞輝, 相澤直人, 山内和昭, 久保史, 名久井敬, 髙杉両平

    日本原子力学会東北支部第47回研究交流会　2023/12/12

  18. Effect of Nuclear Data Library on Criticality and Transmutation Characteristics in Fluoride Molten Salt Reactor

    Koji FUJIKURA, Naoto AIZAWA

    The 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023)　2023/10/04

  19. Effect of core voiding on neutron multiplication in accelerator-driven system

    Naoto AIZAWA

    Atomic Energy Society of Japan 2023 Fall Meeting　2023/09/07

  20. 中性子照射のための加速器駆動システムの炉心核設計

    河端恒介, 相澤直人, 菅原隆徳

    日本原子力学会2023年春の年会　2023/03/14

  21. フッ化物溶融塩炉における長寿命核分裂生成物の燃焼解析

    藤倉洪治, 相澤直人

    日本原子力学会2023年春の年会　2023/03/14

  22. 公開コードによるBWR炉心計算コードシステムの開発 (19) 核定数生成計算機能の改良

    伊藤瑞輝, 相澤直人, 山内和昭, 名久井敬, 久保史, 髙杉両平

    日本原子力学会2023年春の年会　2023/03/13

  23. フッ化物溶融塩炉における長寿命核分裂生成物の燃焼特性に関する研究

    藤倉洪治, 相澤直人

    日本原子力学会東北支部第46回研究交流会　2022/11/28

  24. Effect of Activation Reaction Rate on Epithermal to Intermediate neutron in Reactor Experiment (2) Numerical Analysis in Virtual Source-driven Subcritical Experiment

    2022/09/09

  25. 公開コードによるBWR炉心計算コードシステムの開発 （18）燃料設計計算機能の改良及び検証

    伊藤瑞輝, 赤津孟, 相澤直人, 山内和昭, 名久井敬, 久保史, 髙杉両平

    日本原子力学会2022年春の年会　2022/03/17

  26. 二次元多群炉心体系におけるDF-MC法による固有値計算の検証

    大島吉貴, 遠藤知弘, 山本章夫, 相澤直人

    日本原子力学会2022年春の年会　2022/03/17

  27. プルトニウム燃焼ADSにおける金属水素化物可燃性毒物を用いた反応度制御

    阿部拓海, 相澤直人, 菅原隆徳, 岩崎智彦

    日本原子力学会2022年春の年会　2022/03/16

  28. 公開コードによる BWR 炉心計算コードシステムの開発 (13)

    赤津 孟, 河端 恒介, 相澤 直人, 山内 和昭, 名久井 敬, 久保 史, 髙杉 両平

    日本原子力学会東北支部 第45回研究交流会　2022/01/13

  29. 加速器駆動システムにおけるプルトニウム核変換のための反応度制御手法の高度化

    阿部 拓海, 相澤 直人, 菅原 隆徳, 岩崎 智彦

    第9回炉物理専門研究会　2021/12/08

  30. Application of Regionwise Even-Parity Discontinuity Factor to the Multigroup Analog Monte-Carlo Method

    Yoshiki Oshima, Tomohiro Endo, Akio Yamamoto, Naoto Aizawa

    2021 ANS Winter Meeting and Technology Expo　2021/12/01

  31. 高速炉における減速材装荷のLLFP生成に与える影響

    安田慎之介, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2021年秋の年会　2021/09/10

  32. モンテカルロ法に対する領域毎even-parity不連続因子の適用

    大島吉貴, 遠藤知弘, 山本章夫, 相澤直人

    日本原子力学会2021年秋の年会　2021/09/09

  33. 原子炉実験における熱外中性子ー中速中性子による放射化反応率の影響 (1)臨界体系における反応率測定ならびに解析

    相澤直人, 卞哲浩

    日本原子力学会2021年秋の年会　2021/09/09

  34. 加速器駆動システム実験における中性子スペクトルに対する未臨界度の影響

    相澤直人, 山中正朗, 卞哲浩

    日本原子力学会2020年秋の年会　2020/09/18

  35. 公開コードによるBWR炉心計算コードシステムの開発 （17）核分裂収率・崩壊データによる核計算への影響

    赤津孟, 相澤直人, 渡邉洋平, 名久井敬, 久保史

    日本原子力学会2020年秋の年会　2020/09/17

  36. プルトニウム燃焼のための加速器駆動システムにおける減速材装荷時の炉心特性に関する研究

    阿部拓海, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2020年秋の年会　2020/09/16

  37. Core Design of Accelerator Driven System with Reactivity Control Method Using Thorium

    Kentaro Nakamura, Hideki Saito, Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    Reactor Physics Asia Conference 2019 (RPHA19)　2019/12/02

  38. 多様な高レベル放射性廃棄物の処分に対する放射線場による影響解析 (3) 処分場γ線場解析機能の開発

    前田大輝, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2019年秋の年会　2019/09/11

  39. 使用済み燃料直接処分における劣化ウランを用いた臨界安全対策の検討

    町屋秀幸, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2019年春の年会　2019/03/22

  40. 公開コードによるBWR炉心計算コードシステムの開発（16）FUBILA実験解析に対する中性子スペクトルの影響

    高杉両平, 相澤直人, 渡邉洋平, 名久井敬, 久保史

    日本原子力学会2019年春の年会　2019/03/21

  41. 核破砕中性子源によるウラン-鉛ゾーン炉心ADS体系における放射化反応率への中性子スペクトルの影響

    相澤直人, 山中正朗, 卞哲浩

    第７回炉物理専門研究会　2018/11/27

  42. Design Study of Multi-target Installed Accelerator-Driven System International-presentation

    Naoto Aizawa, Hiroki Yamaguchi, Kenta Suzuki, Tomohiko Iwasaki

    Fifteenth NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (15IEMPT)　2018/09/30

  43. 加速器駆動システムにおけるトリウムを用いた反応度制御に関する研究

    齋藤英樹, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2018年秋の大会　2018/09/07

  44. 加速器駆動システムによる核変換処理の実現に向けた基礎研究 (6)U‐Pbゾーン炉心を用いたADS実験

    卞哲浩, 山中正朗, 渡辺賢一, 相澤直人, 遠藤知弘, 千葉豪, W.F.G van Rooijen

    日本原子力学会2018年秋の大会　2018/09/06

  45. 加速器駆動システムによる核変換処理の実現に向けた基礎研究（9）未臨界増倍率の測定

    相澤直人, 山中正朗, 卞哲浩

    日本原子力学会2018年秋の大会　2018/09/06

  46. 公開コードによるBWR炉心計算コードシステムの開発(15)FUBILA臨界実験による検証

    高杉両平, 新井陽大, 相澤直人, 高橋利昌, 名久井敬, 久保史

    日本原子力学会2018年春の年会　2018/03/26

  47. 使用済燃料の直接処分における臨界事故時の放出エネルギーに対する熱伝導・生成ガスボイドモデルの影響

    小林 朋諒, 町屋 秀幸, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2018年春の年会　2018/03/26

  48. 多様な高レベル放射性廃棄物の処分に対する放射線場による影響解析(2)処分場中性子場解析システムの検証

    前田大輝, 関口淳史, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2018年春の年会　2018/03/26

  49. マルチターゲット型加速器駆動システムの設計（1）全体概要・ターゲット設計

    相澤直人, 山口裕輝, 岩崎智彦

    日本原子力学会2017年秋の大会　2017/09/13

  50. マルチターゲット型加速器駆動システムの設計（2）炉心設計

    鈴木健太, 山口裕輝, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2017年秋の大会　2017/09/13

  51. Study of Radiation Field Change in Geological Repository for the Various Burnup Conditions in Light Water Reactor International-presentation

    Daiki Maeda, Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki, Kenji Owada

    Reactor Physics Asia 2017 Conference (RPHA17)　2017/08/24

  52. 使用済燃料の直接処分における臨界事故時の放出エネルギーの解析

    春藤史帆, 小林朋諒, 岩崎智彦, 相澤直人

    日本原子力学会2017年春の年会　2017/03/27

  53. 多様な高レベル放射性廃棄物の処分に対する放射線場による影響解析(１)高レベル放射性廃棄物周辺における中性子場の詳細解析

    前田大輝, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2017年春の年会　2017/03/27

  54. 公開コードによるBWR炉心計算コードシステムの開発（13）MOX燃料装荷炉心体系による検証

    相澤直人, 新井陽大, 高橋利昌, 名久井敬, 久保史

    日本原子力学会2017年春の年会　2017/03/27

  55. 公開コードによるBWR炉心計算コードシステムの開発（14）MOX燃料を使用した臨界実験による検証

    新井陽大, 高杉両平, 相澤直人, 高橋利昌, 名久井敬, 久保史

    日本原子力学会2017年春の年会　2017/03/27

  56. Study of Reactivity Control Method for Accelerator-Driven System by the Use of Burnable Poison Oxide International-presentation

    Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    Third International Workshop on Technology and Components of Accelerator-Driven Systems (TCADS-3)　2016/09/06

  57. ガラス固化体からの放出中性子による地層処分環境に対する影響解析

    大和田賢治, 春藤史帆, 岩崎智彦, 相澤直人

    日本原子力学会2016年春の年会　2016/03/26

  58. 公開コードによるBWR 炉心計算コードシステムの開発

    相澤直人, 吉村昌泰, 大和田賢治, 志子田恵治, 名久井敬, 久保史

    日本原子力学会2016年春の年会　2016/03/26

  59. 加速器駆動システムにおける燃焼解析に対する燃焼チェーンデータの影響

    川幡紀恵, 山口裕輝, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2016年春の年会　2016/03/26

  60. Study of Reactivity Control Method by Metallic Deuteride Burnable Poison for Accelerator Driven System International-presentation

    Hiroki Yamaguchi, Tatsuro Takani, Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    Reactor Physics Asia 2015 Conference (RPHA2015)　2015/09/16

  61. A Design Study of Small Space Reactor with High Enriched Uranium Fuel International-presentation

    Shiho Shundo, Tomohiko Iwasaki, Naoto Aizawa

    Reactor Physics Asia 2015 Conference (RPHA2015)　2015/09/16

  62. 公開コードによるBWR炉心計算コードシステムの開発；（１１）多群・モンテカルロ法計算機能の開発

    吉村昌泰, 大和田賢治, 相澤直人, 志子田恵治, 久保史, 名久井敬

    日本原子力学会2015年春の年会　2015/03/20

  63. 加速器駆動システムを用いた核変換処理における地層処分面積の評価

    佐川湧, 滝野一夫, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2015年春の年会　2015/03/20

  64. ガドリニウム水素化物を用いた加速器駆動システムに対する過渡解析

    川幡紀恵, 金持俊亮, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2015年春の年会　2015/03/20

  65. A STUDY OF SAFETY CORE DESIGN ON BEAM TRANSIENT FOR ACCELERATOR DRIVEN SYSTEM International-presentation

    Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki

    International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2014)　2014/09/28

  66. Study on Beam Behavior in Beam Transport Line for Accelerator Driven System International-presentation

    N. Aizawa, T. Iwasaki, N. Ouchi

    The 2nd International Symposium on Science at J-PARC　2014/07/12

  67. 加速器駆動システムの安全性に対する炉心未臨界度の影響評価

    金持俊亮, 谷貴志, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2014年春の年会　2014/03/26

  68. 金属重水素化物バーナブルポイズンを用いた加速器駆動システムの反応度制御

    相澤直人, 高荷達郎, 岩崎智彦

    日本原子力学会2014年春の年会　2014/03/26

  69. ADS study in Tohoku University International-presentation

    Naoto Aizawa, Tomohiko Iwasaki, Tatsuro TAKANI, Takashi TANI, Shunsuke KANEMOCHI, Motomu SUZUKI, Fumito KUBO, Yasuaki WATANABE

    International Symposium on Nuclear Back-end Issues and the Role of Nuclear Transmutation Technology after the accident of TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Stations　2013/11/28

  70. Development of Safety Analysis Code System of Beam Transport and Core for Accelerator Driven System International-presentation

    N. Aizawa, T. Iwasaki

    Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo 2013 (SNA+MC 2013)　2013/10/27

  71. A Study of Safety Design of Core on Beam Transient for Accelerator-Driven System International-presentation

    N. Aizawa

    The 10th International Workshop on Asian Network for Accelerator-Driven System (ADS) and Nuclear Transmutation Technology (NTT) (ADS+NTT 2012)　2012/12/06

  72. 加速器駆動システム動特性解析コードの３次元決定論輸送計算機能の開発

    相澤直人

    炉物理専門研究会　2012/12/05

  73. Comparison of Different Neutronics Analysis Technique for Accelerator-Driven System International-presentation

    N. Aizawa, F. Kubo, T. Iwasaki

    International Youth Nuclear Congress 2012　2012/08/05

  74. 加速器駆動未臨界原子炉における過渡事象に関する研究 (3)熱弾性応力解析コードによる被覆管破損解析

    久保史, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2011年秋の大会　2011/09/19

  75. 加速器駆動未臨界原子炉における過渡事象に関する研究 (4)被覆管破損防止対策の検討

    相澤直人, 久保史, 岩崎智彦

    日本原子力学会2011年秋の大会　2011/09/19

  76. 加速器駆動未臨界原子炉における過渡事象に関する研究 (1)クリープに関する被覆管破損解析

    相澤直人, 久保史, 岩崎智彦

    日本原子力学会2011年春の年会　2011/03/28

  77. 加速器駆動未臨界原子炉における過渡事象に関する研究 (2)熱弾性応力解析のためのコード開発

    久保史, 相澤直人, 岩崎智彦

    日本原子力学会2011年春の年会　2011/03/28

  78. ANALYSIS OF FUEL FAILURE ON BEAM TRANSIENT OF ACCELERATOR DRIVEN SYSTEM International-presentation

    N. AIZAWA, T. IWASAKI, F. KUBO

    11th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation　2010/11/01

  79. 加速器駆動未臨界炉の過渡事象時の燃料健全性解析

    相澤直人, 久保史, 岩崎智彦

    日本原子力学会2010年春の年会　2010/03/26

  80. Development of Advanced Dynamic Calculation Code for Accelerator Driven System International-presentation

    M. Suzuki, T. Iwasaki, N. Aizawa, T. Sato, T. Sugawara

    International Topical Meeting on Nuclear Research Applications and Utilization of Accelerators　2009/05/04

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Research Projects 5

  1. Development of fast and accurate advanced burnup and activation calculation method for nuclear safety

    Offer Organization: Japan Society for the Promotion of Science

    System: Grants-in-Aid for Scientific Research

    Category: Grant-in-Aid for Scientific Research (C)

    Institution: Nagoya University

    2024/04/01 - 2027/03/31

  2. Challenge for the realization of high safety zero-emission molten salt nuclear reactor system

    Offer Organization: Japan Society for the Promotion of Science

    System: Grants-in-Aid for Scientific Research Grant-in-Aid for Scientific Research (C)

    Category: Grant-in-Aid for Scientific Research (C)

    Institution: Tohoku University

    2022/04 - 2025/03

  3. 100MW級ADSの設計研究

    相澤直人, 河端恒介, 菅原隆徳, 西原健司, 渡辺奈央

    Category: 共同研究

    Institution: 国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構

    2022/05 - 2023/03

  4. Challenge for the complete control of neutron reaction -Creation of flexible neutron spectrum field

    Offer Organization: Japan Society for the Promotion of Science

    System: Grants-in-Aid for Scientific Research

    Category: Grant-in-Aid for Early-Career Scientists

    Institution: Tohoku University

    2019/04 - 2023/03

  5. TRU核変換のためのADS炉心設計研究

    相澤直人, 阿部拓海, 菅原隆徳, 西原健司, 方野量太

    Category: 共同研究

    Institution: 国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構

    2021/04 - 2022/03

Teaching Experience 6

  1. Practical Program of Nuclear Engineering: Neutron Shielding Experiment　Tohoku University

  2. Experimental Nuclear System Engineering - UTR-KINKI experiment　Tohoku University

  3. Experimental Nuclear System Engineering - Practical Program of Reactor simulation and Accelerator　Tohoku University

  4. Computer Seminar I / Computer Seminar　Tohoku University

  5. Experimental Nuclear System Engineering - KUCA experiment　Tohoku University

  6. Laboratory Experiment I / A -Radiography　Tohoku University

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