工学博士, 北海道大学

エネルギー, 原子力工学

学士課程, 工学部

修士課程, 工学院

博士課程, 工学院

2022年03月, 日本原子力学会, 技術賞特賞
山本章夫;多田健一;千葉 豪

2012年03月, 日本原子力学会, 技術賞特賞
岩本修;柴田恵一;千葉豪

2011年09月, 日本原子力学会炉物理部会, 炉物理部会賞
千葉豪

2006年09月, 日本原子力学会核データ部会, 核データ部会奨励賞
千葉豪

Development of quick neutron spectrum reconstruction module based on POD for burnup calculation of fast reactor
Naoto AIZAWA; Tomoaki WATANABE; Go CHIBA; Kenichi TADA; Tatsuya FUJITA; Akio YAMAMOTO
Nuclear Engineering and Technology, 104176, 104176, Elsevier BV, 2026年02月
研究論文（学術雑誌）

Burnup calculation using POD-based neutron spectrum reconstruction
Tomoaki Watanabe; Naoto Aizawa; Go Chiba; Kenichi Tada; Tatsuya Fujita; Akio Yamamoto
Journal of Nuclear Science and Technology, 63, 2, 166, 186, Informa UK Limited, 2025年09月16日
研究論文（学術雑誌）

Nuclear data sensitivity analysis on LWR nuclear fuel depletion with the modern evaluated nuclear data libraries
Hidayati Amar; Go Chiba; Tatsuya Fujita; Junshuang Fan; Yuya Inagaki
Journal of Nuclear Science and Technology, 1, 11, Informa UK Limited, 2025年04月14日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Nuclear education programs with reactor laboratory experiments at zero-powered research reactor facilities in Japan
Cheol Ho Pyeon; Tomohiro Endo; Go Chiba; Kenichi Watanabe; Genichiro Wakabayashi
Annals of Nuclear Energy, 204, 110531, 110531, Elsevier BV, 2024年09月, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Limited linear source approximation with Edge Detection for Convergence Stability of Method of Characteristics
Akio YAMAMOTO; Tomohiro ENDO; Go CHIBA
Journal of Nuclear Science and Technology, Informa UK Limited, 2024年04月14日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Computation time reduction of nuclear fuel burnup calculations with the predictor–corrector method using low-order model
Fuga Miyazawa; Go Chiba; Kosuke Tsujita; Shuhei Miwa
Annals of Nuclear Energy, 195, 2024年01月, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

EXFOR-based simultaneous evaluation for neutron-induced fission cross section of plutonium-242
Riko Okuyama; Naohiko Otuka; Go Chiba; Osamu Iwamoto
Journal of Nuclear Science and Technology, 61, 1, 57, 67, Informa UK Limited, 2023年11月27日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Development of nuclear data processing code FRENDY version 2
Kenichi Tada; Akio Yamamoto; Satoshi Kunieda; Chikara Konno; Ryoichi Kondo; Tomohiro Endo; Go Chiba; Michitaka Ono; Masayuki Tojo
Journal of Nuclear Science and Technology, 61, 6, 830, 839, Informa UK Limited, 2023年11月13日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Reactor reactivity calculations with simplified-P₃ and perturbation theories
Jun-Shuang Fan; Go Chiba
Journal of Nuclear Science and Technology, Informa UK Limited, 2023年07月07日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Uncertainty quantification calculations of nuclide number densities of Gd-bearing fuel rods in light water reactors
Go Chiba
EPJ Web of Conferences, 281, 00016, 00016, EDP Sciences, 2023年03月29日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）, The Post-Irradiation Examination (PIE) data are quite useful to validate the evaluated nuclear data. Recently, a new experimental program, REGAL (the Rod-Extremity and Gadolinia AnaLysis), has been proposed and launched. During this program, the PIE data are acquired for the Gd-bearing fuel rods during (or after) the initial Gd burnout. These PIE data would be different from those for the normal UOX or MOX fuel rods from a viewpoint of nuclide transmutation process. In the present work, we attempt to quantify this difference through calculating sensitivity coefficients of nuclide number densities of the Gd-bearing rods using the depletion perturbation theory and performing uncertainty quantification calculations with the sensitivity coefficients and the nuclear data covariance data. Through the numerical analyses, we found that the impact of the uncertainties of the nuclear data of Gd isotopes on the number densities of actinoids is negligible. The nuclear data-induced uncertainties of Gd isotopes number densities are relatively large during the Gd depletion, and those become small after the Gd burnout. After the Gd burnout, the relative standard deviations of Gd-155 and -157 number densities are approximately 6% and 13%, respectively, and the nuclear data of the parent nuclides of these Gd isotopes, Gd-154 and -156, are also important as well as those of Gd-155 and -157.

Similarity evaluation between neutron multiplication factors and nuclide inventories during nuclear fuel burnup
Hiroki Harada; Go Chiba
EPJ Web of Conferences, 281, 00021, 00021, EDP Sciences, 2023年03月29日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）, There are several different types of the integral data of nuclear fission systems, and the accuracy of the numerical predictions of them are related with each other via the nuclear data commonly used in the numerical simulations. Thus, it is sometimes possible that measurement data of one type of the integral data are used to improve the prediction accuracy of the different type of the integral data. To quantitatively evaluate such possibility, the similarity of the different types of the integral data is important. In this study, we quantitatively evaluate the similarity between neutron multiplication factors and nuclide inventories during nuclear fuel burnup from the viewpoint of the nuclear data uncertainties using the representativity factors. Using the Burner module of the CBZ reactor physics code system for fuel pin-cell burnup problems, we calculated the sensitivity of the neutron infinite multiplication factors and the inventories of the 17 actinoids at several fuel burnup points. The neutron multiplication factor during the fuel burnup was considered the target parameter for which the prediction accuracy is improved, and the degree of similarity of the nuclide inventory data during burnup to the target was quantitatively evaluated using the representative factor. Subsequently, multiple nuclide inventory data were combined using the concept of the extended bias factor method to create a fictitious parameter, and we investigated how much this fictitious parameter can increase the representativity factor for the target parameter. As a result, the representativity factor for the target parameters could be increased to more than 0.8 using some nuclide inventory data, and up to 0.92 depending on the burnup, even taking into consideration the measurement error.

Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5: JENDL-5
Osamu Iwamoto; Nobuyuki Iwamoto; Satoshi Kunieda; Futoshi Minato; Shinsuke Nakayama; Yutaka Abe; Kohsuke Tsubakihara; Shin Okumura; Chikako Ishizuka; Tadashi Yoshida; Satoshi Chiba; Naohiko Otuka; Jean-Christophe Sublet; Hiroki Iwamoto; Kazuyoshi Yamamoto; Yasunobu Nagaya; Kenichi Tada; Chikara Konno; Norihiro Matsuda; Kenji Yokoyama; Hiroshi Taninaka; Akito Oizumi; Masahiro Fukushima; Shoichiro Okita; Go Chiba; Satoshi Sato; Masayuki Ohta; Saerom Kwon
Journal of Nuclear Science and Technology, 2023年02月03日, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

ACE-FRENDY-CBZ: a new neutronics analysis sequence using multi-group neutron transport calculations
Go Chiba; Akio Yamamoto; Kenichi Tada
Journal of Nuclear Science and Technology, 60, 2, 132, 139, 2023年, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Validation of LWR fuel depletion calculation module of reactor physics code system CBZ
Go Chiba; Hiroki Harada
Journal of Nuclear Science and Technology, 60, 8, 969, 979, 2023年, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Level swell analysis of stagnant water pool in filtered containment venting systems
Yasunori Yamamoto; Naoto Kitahara; Fuga Miyazawa; Go Chiba; Shuichiro Miwa; Michitsugu Mori
Progress in Nuclear Energy, 155, 2023年01月, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Improvement and benchmarking of the deterministic transport calculation code CBZ to design beam shaping assembly for BNCT
Go Chiba; Hikaru Handa; Masayori Ishikawa
Applied Radiation and Isotopes, 190, 110465, 110465, Elsevier BV, 2022年12月, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Implementation of Resonance Up-scattering Treatment in FRENDY Nuclear Data Processing System
Akio Yamamoto; Tomohiro Endo; Go Chiba; Kenichi Tada
Nuclear Science and Engineering, 1, 13, Informa UK Limited, 2022年07月21日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Enhancement of applicability of high-efficiency random sampling method using control variates method and sensitivity coefficients
Takumi Kida; Go Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 59, 7, 866, 874, 2022年07月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Experimental analysis of small sample reactivity measured in the SEG experiment by a deterministic reactor physics code system CBZ
Go Chiba; Junshuang Fan
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 59, 2, 247, 256, 2022年02月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Development and verification of fast reactor burnup calculation module FRBurner in code system CBZ
Junshuang Fan; Go Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 58, 12, 1269, 1287, 2021年06月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Improvement of the optimally-weighted predictor-corrector method for nuclear fuel burnup calculations
Jumpei Sasuga; Go Chiba; Yasunori Ohoka; Kento Yamamoto; Yasuhiro Kodama; Hiroaki Nagano
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 2021年06月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Multi-group neutron cross section generation capability for FRENDY nuclear data processing code
Akio Yamamoto; Kenichi Tada; Go Chiba; Tomohiro Endo
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 2021年06月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Sensitivity of the neutron multiplication factor to gadolinium isotopes' nuclear data for light water reactor fuel assemblies in the peak reactivity burnup range
Go Chiba
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 151, 2021年02月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Sensitivity and uncertainty analyses of fission product nuclide inventories for passive gamma spectroscopy
Go Chiba; Keisuke Honta
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 57, 12, 1265, 1275, 2020年12月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

A comparative study of the delta-Eddington and Galerkin quadrature methods for highly forward scattering of photons in random media
Hiroyuki Fujii; Go Chiba; Yukio Yamada; Yoko Hoshi; Kazumichi Kobayashi; Masao Watanabe
JOURNAL OF COMPUTATIONAL PHYSICS, 423, 2020年12月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Quantification of integral data effectiveness using the concept of active subspace in evaluated nuclear data validation
Go Chiba; Daichi Imazato
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 57, 11, 1245, 1255, 2020年11月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Neutron Generation Time in Highly-Enriched Uranium Core at Kyoto University Critical Assembly
Cheol Ho Pyeon; Masao Yamanaka; Tomohiro Endo; Go Chiba; Willem F. G Van Rooijen; Kenichi Watanabe
Nuclear Science and Engineering, 194, 12, 1, 12, Informa UK Limited, 2020年07月07日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Numerical benchmark problem of solid-moderated enriched-uranium-loaded core at Kyoto university critical assembly
Go Chiba; Tomohiro Endo
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 57, 2, 187, 195, 2020年02月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Nuclear data-induced uncertainty quantification of prompt neutron decay constant based on perturbation theory for ADS experiments at KUCA
Tomohiro Endo; Kenichi Watanabe; Go Chiba; Masao Yamanaka; Willem Frederik Geert van Rooijen; Cheol Ho Pyeon
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 57, 2, 196, 204, 2020年02月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Spatially-dependent nuclear reactor kinetic calculations with the explicit fission product model
Katagiri Koji; Chiba Go
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 133, 202, 208, 2019年11月, ［査読有り］

Experimental analyses of beta eff/? in accelerator-driven system at Kyoto University Critical Assembly
Yamanaka Masao; Pyeon Cheol Ho; Endo Tomohiro; Watanabe Kenichi; Chiba Go; van Rooijen Willem Frederik Geert
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 57, 2, 205, 215, 2019年09月26日, ［査読有り］
研究論文（学術雑誌）

Numerical treatment of highly forward scattering on radiative transfer using the delta-M approximation and Galerkin quadrature method
藤井 宏之; 千葉 豪; 山田 幸生; 星 詳子; 小林 一道; 渡部 正夫
Proceedings of the 9th International Symposium on Radiative Transfer, RAD-19, SM05, 261, 268, 2019年09月, ［査読有り］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

First nuclear transmutation of Np-237 and Am-241 by accelerator-driven system at Kyoto University Critical Assembly
Pyeon Cheol Ho; Yamanaka Masao; Oizumi Akito; Fukushima Masahiro; Chiba Go; Watanabe Kenichi; Endo Tomohiro; Van Rooijen Wilfred G; Hashimoto Kengo; Sakon Atsushi; Aizawa Naoto; Kuriyama Yasutoshi; Uesugi Tomonori; Ishi Yoshihiro
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 56, 8, 684, 689, 2019年08月03日, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Combination of sensitivity-based and random sampling-based methodologies for efficient uncertainty quantification calculations with control variates method
Nihira Shunsuke; Chiba Go
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 2019年06月19日, ［査読有り］

Development of high efficiency multi-nuclide aerosol filters for radiation protection during a process of cutting core debris for Fukushima Daiich NPP
Tadashi Narabayashi; Go Chiba; Akinori Ishii; Yuta Watanabe; Naoto Kitahara; Kazuhiro Hirai; Takao Masuda; Yuta Nakasaka; Nobuaki Sato; Koji Endo; Toshiki Kobayashi
International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE, 2019-, American Society of Mechanical Engineers (ASME), 2019年05月18日
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

Revisiting mini-max polynomial approximation method for nuclear fuel depletion calculation
Go Chiba; Yasunori Ohoka; Kento Yamamoto; Hiroaki Nagano
International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, M and C 2019, 2401, 2410, American Nuclear Society, 2019年, ［査読有り］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

Accurate and efficient computation of the 3D radiative transfer equation in highly forward-peaked scattering media using a renormalization approach.
Array,Yukio Yamada; Go Chiba; Yoko Hoshi; Array; Masao Watanabe
J. Comput. Physics, 374, 591, 604, 2018年12月01日, ［査読有り］

Uncertainty quantification works relevant to fission yields and decay data
Chiba Go; Nihira Shunsuke
EPJ NUCLEAR SCIENCES & TECHNOLOGIES, 4, 2018年11月14日, ［査読有り］

Uncertainty quantification of criticality in solid-moderated and -reflected cores at Kyoto University Critical Assembly
Cheol Ho Pyeon; Masao Yamanaka; Makoto Ito; Go Chiba; Tomohiro Endo; Song Hyun Kim; Willem Fredrik G. van Rooijen
Journal of Nuclear Science and Technology, 55, 7, 812, 821, 2018年07月03日, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Research activities on nuclear reactor physics and thermal-hydraulics in Japan after Fukushima-Daiichi accident
Shuichiro Miwa; Yasunori Yamamoto; Go Chiba
Journal of Nuclear Science and Technology, 55, 6, 575, 598, 2018年06月03日, ［査読有り］
英語

Experimental analysis and uncertainty quantification using random sampling technique for ADS experiments at KUCA
Tomohiro Endo; Go Chiba; Willem Frederik Geert van Rooijen; Masao Yamanaka; Cheol Ho Pyeon
Journal of Nuclear Science and Technology, 55, 4, 450, 459, 2018年04月03日, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Perturbation theory for nuclear fuel depletion calculations with predictor–corrector method
Go Chiba
Journal of Nuclear Science and Technology, 55, 3, 290, 300, 2018年03月04日, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

PRESSURE DEPENDENCE OF TWO PHASE FLOW BEHAVIOR OF STAGNANT WATER IN A VERTICAL PIPE DURING STEAM INJECTION
Naoto Kitahara; Yasunori Yamamoto; Tadashi Narabayashi; Go Chiba
PROCEEDINGS OF THE 26TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 2018, VOL 9, 2018年
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

Uncertainty quantification of neutron multiplication factors of light water reactor fuels during depletion
Chiba Go; Okumura Shintaro
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 55, 9, 1043, 1053, 2018年, ［査読有り］

Effect of instructor’s actions and attitudes on student’s motivation and discussion process in TBL class for graduate students
Shotaro Imai; Ankit Ravankar; Michiyo Shimamura; Taichi Takasuka; Go Chiba; Yasuhiro Yamanaka
International Journal of Institutional Research and Management, 1, 2, 17, 35, 2017年09月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Analysis of the KUCA ADS Benchmarks with Diffusion Theory
W. F. G. Rooijen; T. Endo; G. Chiba; C. H. Pyeon
Progress in Nuclear Energy, 101, 243, 250, Elsevier BV, 2017年09月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Benchmarks of subcriticality in accelerator-driven system at Kyoto University Critical Assembly
Cheol Ho Pyeon; Masao Yamanaka; Song-Hyun Kim; Thanh-Mai Vu; Tomohiro Endo; Willem Fredrik G. Van Rooijen; Go Chiba
NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY, 49, 6, 1234, 1239, 2017年09月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Experimental benchmarks on kinetic parameters in accelerator-driven system with 100 MeV protons at Kyoto University Critical Assembly
Cheol Ho Pyeon; Masao Yamanaka; Tomohiro Endo; Willem Fredrik G. van Rooijen; Go Chiba
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 105, 346, 354, 2017年07月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Problem-based Learning and Problem Finding Among University Graduate Students
Ankit A. Ravankar; Shotaro Imai; Michiyo Shimamura; Go Chiba; Taichi Takasuka
高等教育ジャーナル－高等教育と生涯学習－, 24, 9, 20, 北海道大学高等教育推進機構, 2017年03月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）, In recent years, problem-based learning (PBL) techniques have been gaining momentum inschools and university curricula around the world. The main advantage of the PBL method is that it promotescreative problem solving, improves cognition and enhances overall thought processes in learners. For mostPBL-style programmes, problem solving is at the core, although the notion of problem discovery or problemfinding is not seriously considered. In most cases, students are always presented with a structured and welldefinedproblem, but have no experience of solving an ill-structured problem or ʻwicked' problem. Thepresent study focuses on problem finding as a critical step towards developing problem solving skills inuniversity graduate students. The study aims at understanding the importance of problem formulation andcreativity, and focuses as well on our attempt to teach problem finding as an important tool in thedevelopment of creative thinking and problem solving among graduate students. The study is part of a specialgraduate programme called the Nitobe School at Hokkaido University in Japan, which started in 2015. In anactive learning classroom setting, this course is intended to support graduate students in their discovery of illstructuredproblems, help them to understand their formulation and thereby improve their problem solvingskills. We present the results of our teaching method for the first year at the Nitobe School and share ourfindings through this work.

Consistent adjustment of radioactive decay and fission yields data with measurement data of decay heat and beta-delayed neutron activities
Go Chiba
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 101, 23, 30, 2017年03月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Feasibility study of decay heat uncertainty reduction using nuclear data adjustment method with experimental data
Yosuke Kawamoto; Go Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 54, 2, 213, 222, 2017年, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Development of a fuel depletion sensitivity calculation module for multi-cell problems in a deterministic reactor physics code system CBZ
Go Chiba; Yosuke Kawamoto; Tadashi Narabayashi
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 96, 313, 323, 2016年10月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Advanced Bondarenko method for resonance self-shielding calculations in deterministic reactor physics code system CBZ
Go Chiba; Tadashi Narabayashi
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 96, 277, 286, 2016年10月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Automatic construction of a simplified burn-up chain model by the singular value decomposition
Takanori Kajihara; Masashi Tsuji; Go Chiba; Yosuke Kawamoto; Yasunori Ohoka; Tadashi Ushio
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 94, 742, 749, 2016年08月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

DEVELOPMENT OF HIGH EFFICIENCY CONTAINMENT VENTING SYSTEM BY USING AgX
Tadashi Narabayashi; Yuuhei Sugano; Hiroki Imaeda; Go Chiba; Nobuaki Sato; Koji Endo; Toshiki Kobayashi
PROCEEDINGS OF THE 24TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 2016, VOL 3, 2016年, ［査読有り］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

Nuclear data-induced uncertainty quantification of neutronics parameters of accelerator-driven system
Go Chiba; Cheol Ho Pyeon; Wilfred van Rooijen; Tomohiro Endo
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 53, 10, 1653, 1661, 2016年, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Uncertainty quantification of total delayed neutron yields and time-dependent delayed neutron emission rates in frame of summation calculations
Go Chiba; Tadashi Narabayashi
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 85, 846, 855, 2015年11月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Important fission product nuclides identification method for simplified burnup chain construction
Go Chiba; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi; Yasunori Ohoka; Tadashi Ushio
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 52, 7-8, 953, 960, 2015年08月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Numerical solution of matrix exponential in burn-up equation using mini-max polynomial approximation
Yosuke Kawamoto; Go Chiba; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 80, 219, 224, 2015年06月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Accident analysis of fukushima daiichi nuclear power station unit 1
Masahide Kobayashi; Tadashi Narabayashi; Masashi Tuji; Go Chiba; Yasunori Nagata; Tomohiro Shimoe
Transactions of the Atomic Energy Society of Japan, 14, 1, 12, 24, Atomic Energy Society of Japan, 2015年, ［査読有り］
日本語, 研究論文（学術雑誌）

Variance Reduction Factor of Nuclear Data for Integral Neutronics Parameters
G. Chiba; M. Tsuji; T. Narabayashi
NUCLEAR DATA SHEETS, 123, 62, 67, 2015年01月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Estimation of neutronics parameter sensitivity to nuclear data in random sampling-based uncertainty quantification calculations
Go Chiba; Yosuke Kawamoto; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 75, 395, 403, 2015年01月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

RESONANCE SELF-SHIELDING EFFECT IN UNCERTAINTY QUANTIFICATION OF FISSION REACTOR NEUTRONICS PARAMETERS
Go Chiba; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi
NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY, 46, 3, 281, 290, 2014年06月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Photon transport effect on intra-subassembly thermal power distribution in fast reactor
Go Chiba; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 65, 41, 46, 2014年03月
英語, 研究論文（学術雑誌）

Nuclear data sensitivity analysis for isotopic generation using jendl-4.0, endf/b-vii.1 and jeff-3.1.1
Yosuke Kawamoto; Go Chiba; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi
Proceedings of the International Conference on Physics of Reactors, PHYSOR 2014, Japan Atomic Energy Agency, JAEA, 2014年
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

Recent activities in the field of reactor physics
Masahiro Tatsumi; Go Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 51, 9, 1161, 1163, 2014年, ［査読有り］
英語

Sensitivity and uncertainty analysis for reactor stable period induced by positive reactivity using one-point adjoint kinetics equation
Go Chiba; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi
Journal of Nuclear Science and Technology, 50, 12, 1150, 1160, 2013年12月01日
英語, 研究論文（学術雑誌）

Uncertainty quantification of neutronic parameters of light water reactor fuel cells with JENDL-4.0 covariance data
Go Chiba; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi
Journal of Nuclear Science and Technology, 50, 7, 751, 760, 2013年07月01日
英語, 研究論文（学術雑誌）

Important fission product nuclides identification method for simplified burnup-chain construction
Go Chiba; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi; Yasunori Ohoka; Tadashi Ushio
Transactions of the American Nuclear Society, 109, 2, 1299, 1300, American Nuclear Society, 2013年
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

Efficient fission neutron spectrum matrix representation by singular value decomposition technique
Go Chiba; Akio Yamamoto; Masashi Tsuji; Tadashi Narabayashi
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 49, 7, 748, 753, 2012年07月
英語, 研究論文（学術雑誌）

A note on application of superhomogeneisation factors to integro-differential neutron transport equations
Go Chiba; Masashi Tsuji; Ken-ichiro Sugiyama; Tadashi Narabayashi
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 49, 1-2, 272, 280, 2012年01月
英語, 研究論文（学術雑誌）

JENDL-4.0 Benchmarking for Effective Delayed Neutron Fraction of Fast Neutron Systems
Go Chiba; Masashi Tsuji; Ken-ichiro Sugiyama; Tadashi Narabayashi
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 48, 12, 1471, 1477, 2011年12月
英語, 研究論文（学術雑誌）

JENDL-4.0 Benchmarking for Effective Delayed Neutron Fraction of Fast Neutron Systems
Go Chiba; Masashi Tsuji; Ken-ichiro Sugiyama; Tadashi Narabayashi
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 48, 12, 1471, 1477, 2011年12月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Benchmark Calculations of Sodium-Void Experiments with Uranium Fuels at the Fast Critical Assembly FCA
FUKUSHIMA Masahiro; KITAMURA Yasunori; KUGO Teruhiko; YAMANE Tsuyoshi; ANDOH Masaki; CHIBA Go; ISHIKAWA Makoto; OKAJIMA Shigeaki
Prog Nucl Sci Technol (Web), 2, WEB ONLY 306-311, 2011年10月
英語

On Effective Delayed Neutron Fraction Calculations with Iterated Fission Probability
Go Chiba; Yasunobu Nagaya; Takamasa Mori
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 48, 8, 1163, 1169, 2011年08月
英語, 研究論文（学術雑誌）

JENDL-4.0 Integral Testing for Fission Systems
Keisuke Okumura; Kazuteru Sugino; Go Chiba; Yasunobu Nagaya; Kenji Yokoyama; Teruhiko Kugo; Makoto Ishikawa; Shigeaki Okajima
JOURNAL OF THE KOREAN PHYSICAL SOCIETY, 59, 2, 1135, 1140, 2011年08月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Development of a Unified Cross-section Set ADJ2010 Based on Adjustment Technique for Fast Reactor Core Design
K. Sugino; M. Ishikawa; K. Yokoyama; Y. Nagaya; G. Chiba; T. Hazama; T. Kugo; K. Numata; T. Iwai; T. Jin
JOURNAL OF THE KOREAN PHYSICAL SOCIETY, 59, 2, 1357, 1360, 2011年08月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

On Effective Delayed Neutron Fraction Calculations with Iterated Fission Probability
Go Chiba; Yasunobu Nagaya; Takamasa Mori
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 48, 8, 1163, 1169, 2011年08月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Application of the hierarchical domain decomposition boundary element method to the simplified P-3 equation
Go Chiba
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 38, 5, 1033, 1038, 2011年05月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

JENDL-4.0 Benchmarking for Fission Reactor Applications
Go Chiba; Keisuke Okumura; Kazuteru Sugino; Yasunobu Nagaya; Kenji Yokoyama; Teruhiko Kugo; Makoto Ishikawa; Shigeaki Okajima
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 48, 2, 172, 187, 2011年02月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Improvement of Tone's Method with Two-Term Rational Approximation
Akio Yamamoto; Tomohiro Endo; Go Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 48, 2, 263, 271, 2011年02月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Diffusion coefficients for LMFBR cells calculated with MOC and Monte Carlo methods
W. F. G. van Rooijen; G. Chiba
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 38, 1, 133, 144, 2011年01月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Comparison of Monte Carlo calculation methods for effective delayed neutron fraction
Yasunobu Nagaya; Go Chiba; Takamasa Mori; Dwi Irwanto; Ken Nakajima
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 37, 10, 1308, 1315, 2010年10月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Sensitivity Analysis of Fission Product Concentrations for Light Water Reactor Burned Fuel
Go Chiba; Keisuke Okumura; Akito Oizumi; Masaki Saito
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 47, 7, 652, 660, 2010年07月
英語, 研究論文（学術雑誌）

Sensitivity Analysis of Fission Product Concentrations for Light Water Reactor Burned Fuel
Go Chiba; Keisuke Okumura; Akito Oizumi; Masaki Saito
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 47, 7, 652, 660, 2010年07月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Neutronic calculations for steel-reflected fast critical systems with the sub-group Sn method
Go Chiba; Teruhiko Kugo
International Conference on the Physics of Reactors 2010, PHYSOR 2010, 2, 1064, 1074, American Nuclear Society, 2010年
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

Evaluation of Neutron Nuclear Data on Arsenic-75 for JENDL-4
Keiichi Shibata; Go Chiba; Akira Ichihara; Satoshi Kunieda
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 47, 1, 40, 46, 2010年01月
英語, 研究論文（学術雑誌）

Evaluation of Neutron Nuclear Data on Arsenic-75 for JENDL-4
Keiichi Shibata; Go Chiba; Akira Ichihara; Satoshi Kunieda
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 47, 1, 40, 46, 2010年01月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Impact of Incident Energy Dependence of Prompt Fission Neutron Spectra on Uncertainty Analyses
Go Chiba; Yasunobu Nagaya
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 46, 10, 1000, 1003, 2009年10月
英語, 研究論文（学術雑誌）

Impact of Incident Energy Dependence of Prompt Fission Neutron Spectra on Uncertainty Analyses
Go Chiba; Yasunobu Nagaya
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 46, 10, 1000, 1003, 2009年10月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

JENDL Actinoid File 2008
Osamu Iwamoto; Tsuneo Nakagawa; Naohiko Otuka; Satoshi Chiba; Keisuke Okumura; Go Chiba; Takaaki Ohsawa; Kazuyoshi Furutaka
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 46, 5, 510, 528, 2009年05月
英語, 研究論文（学術雑誌）

Evaluation of sensitivity coefficients of effective multiplication factor with respect to prompt fission neutron spectrum
Yasunobu Nagaya; Ivan Kodeli; Go Chiba; Makoto Ishikawa
NUCLEAR INSTRUMENTS & METHODS IN PHYSICS RESEARCH SECTION A-ACCELERATORS SPECTROMETERS DETECTORS AND ASSOCIATED EQUIPMENT, 603, 3, 485, 490, 2009年05月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Calculation of Effective Delayed Neutron Fraction Using a Modified k-Ratio Method
Go Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 46, 5, 399, 402, 2009年05月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

JENDL Actinoid File 2008
Osamu Iwamoto; Tsuneo Nakagawa; Naohiko Otuka; Satoshi Chiba; Keisuke Okumura; Go Chiba; Takaaki Ohsawa; Kazuyoshi Furutaka
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 46, 5, 510, 528, 2009年05月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Calculation of effective delayed neutron fraction using a modified k-ratio method
Go Chiba
Journal of Nuclear Science and Technology, 46, 5, 399, 402, 2009年
英語, 研究論文（学術雑誌）

JENDLアクチノイドファイル2008と共分散評価計画
岩本 修; 中川 庸雄; 大塚 直彦; 千葉 敏; 奥村 啓介; 千葉 豪
Nuclear Data Sheets, 109, 12, 2885, 2889, 2008年12月, ［査読有り］
英語, JENDLアクチノイドファイル2008(JENDL/AC-2008)を2008年3月に公開した。ファイルにはAcからFmまでのアクチノイド核種に対する中性子誘起核反応データが含まれている。JENDL-3.3の62核種のデータを改訂するとともに、半減期1日以上の17核種を新たに追加した。高速エネルギー領域の断面積や2次中性子のエネルギー・角度分布の評価に、核反応モデルコードCCONEを広く使用した。JENDL/AC-2008の重要核種に対する核分裂断面積,捕獲断面積,核分裂中性子数の共分散を評価する予定である。評価手法及び結果また共分散評価計画について発表を行う。

JENDLアクチノイドファイルの開発
岩本 修; 中川 庸雄; 大塚 直彦; 千葉 敏; 奥村 啓介; 千葉 豪
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8, 2008年09月
英語, JENDLアクチノイドファイル2008(JENDL/AC 2008)のためAcからFmのアクチニドに対する中性子誘起反応の核データを評価した。入手可能な測定データ及び新しく開発した理論モデルコードCCONEを用いて評価を行い、JENDL-3.3のほぼすべてのデータを更新した。JENDL/ACの予備的なバージョンを使用した核分裂炉に対する積分ベンチマークテストを行っている。JENDL/ACは2008年に公開予定である。

Covariance analyses of self-shielding factor and its temperature gradient for uranium-238 neutron capture reaction
Naohiko Otuka; Atsushi Zukeran; Hideki Takano; Go Chiba; Makoto Ishikawa
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 45, 3, 195, 210, 2008年03月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

MARBLE: A next generation neutronics analysis code system for fast reactors
Kenji Yokoyama; Yasushi Hirai; Masahiro Tatsumi; Hideaki Hyoudou; Go Chiba; Taira Hazama; Yasunobu Nagaya; Makoto Ishikawa
International Conference on the Physics of Reactors 2008, PHYSOR 08, 3, 2315, 2322, Paul Scherrer Institut, 2008年
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

Sodium void reactivity worth calculations for fast critical assemblies without whole-lattice homogenization
Go Chiba; Yoichiro Shimazu
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 44, 12, 1526, 1534, 2007年12月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Neutron transport benchmark problem proposal for fast critical assembly without homogenizations
Go Chiba; Kazuyuki Numata
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 34, 6, 443, 448, 2007年06月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Verification of homogenization in fast critical assembly analyses
Go Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 43, 11, 1395, 1405, 2006年11月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Improvement of moment-based probability table for resonance self-shielding calculation
Go Chiba; Hironobu Unesaki
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 33, 13, 1141, 1146, 2006年09月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Overestimation in parallel component of neutron leakage observed in sodium void reactivity worth calculation for fast critical assemblies
Go Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 43, 8, 946, 949, 2006年08月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Development of a fine and ultra-fine group cell calculation code SLAROM-UF for fast reactor analyses
Taira Hazama; Go Chiba; Kazuteru Sugino
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 43, 8, 908, 918, 2006年08月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

Revision and application of the covariance data processing code, ERRORJ
Go Chiba; Makoto Ishikawa
AIP Conference Proceedings, 769, 468, 471, 2005年05月24日, ［査読有り］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

鉄に感度を有する高速炉炉心の臨界性解析
千葉 豪
日本原子力学会和文論文誌 = Transactions of the Atomic Energy Society of Japan, 4, 1, 66, 76, 日本原子力学会, 2005年
日本語, 研究論文（学術雑誌）

JOYO MK-III performance test at low power and its analysis
Gou Chiba; Kenji Yokoyama; Shigetaka Maeda; Takashi Sekine
Proceedings of the PHYSOR 2004: The Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems - Global Developments, 263, 273, 2004年12月, ［査読有り］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）

高速炉炉心解析における中性子非等方散乱と実効断面積の中性子束角度依存性の取扱いの臨界性への効果
千葉豪
日本原子力学会和文論文誌, 3, 2, 200, 207, 2004年06月25日
日本語

高速炉炉心解析における中性子非等方散乱と実効断面積の中性子束角度依存性の取扱いの臨界性への効果
千葉 豪
日本原子力学会和文論文誌 = Transactions of the Atomic Energy Society of Japan, 3, 2, 200, 207, 日本原子力学会, 2004年
日本語, 研究論文（学術雑誌）

A combined method to evaluate the resonance self shielding effect in power fast reactor fuel assembly calculation
G Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 40, 7, 537, 543, 2003年07月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

高速炉用炉定数セットJFS‐3‐J3.2の改訂
千葉豪; 羽様平; 石川真
日本原子力学会和文論文誌, 1, 4, 335, 340, 2002年
英語, 研究論文（学術雑誌）

Development of the hierarchical domain decomposition boundary element method for solving the three-dimensional multiregion neutron diffusion equations
G Chiba; M Tsuji; Y Shimazu
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 38, 8, 664, 673, 2001年08月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

A hierarchical domain decomposition boundary element method with a higher order polynomial expansion for solving 2-D multiregion neutron diffusion equations
G Chiba; M Tsuji; Y Shimazu
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 28, 9, 895, 912, 2001年06月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

High-speed parallel solution of the neutron diffusion equation with the hierarchical domain decomposition boundary element method incorporating parallel communications
M Tsuji; G Chiba
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 37, 5, 477, 485, 2000年05月, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌）

FRENDY/MG: a multi-group cross section generation module using ace pointwise cross sections
Akio Yamamoto; Tomohiro Endo; Basma Foad; Go Chiba; Kenichi Tada, Proc. M&C 2021, 710, 720, 2021年10月03日, ［査読有り］, ［国際誌］
A generation capability of neutron multi-group cross sections is being implemented to the FRENDY nuclear data processing code, as FRENDY/MG. FRENDY/MG generates neutron multi-group cross sections for deterministic core analysis codes considering an arbitrary energy group structure. Distinguished features of FRENDY/MG are 1) use of ACE pointwise cross sections as the source of nuclear data (no evaluated nuclear data file is directly used), 2) treatment of a compound material consisting of multiple nuclides to explicitly consider the resonance interference effect. Various verifications are being carried out through the comparison with the multi-group cross sections generated by NJOY., American Nuclear Society, 英語, 研究発表ペーパー・要旨（国際会議）

Multi-Group Cross Section Library Generation by FRENDY for Fast Reactor Neutronics Calculations
Go Chiba; Akio Yamamoto; Kenichi Tada; Tomohiro Endo, Transactions of the American Nuclear Society, 124, 556, 558, 2021年06月, ［査読有り］, ［国際誌］
American Nuclear Society, 英語, 研究発表ペーパー・要旨（国際会議）

Verification of the Multi-Group Generation Capability of FRENDY Nuclear Data Processing Code for Recent Nuclear Data through Comparison of One-group Reaction Rates
Akio Yamamoto; Kenichi Tada; Go Chiba; Tomohiro Endo, Transactions of the American Nuclear Society, 124, 544, 547, 2021年06月, ［国際誌］
American Nuclear Society, 英語, 研究発表ペーパー・要旨（国際会議）

離散座標法による輻射輸送方程式の数値計算における散乱源の取扱い手法に関する研究
清水亮輔; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2021, 2021年

制御変量法と感度係数を利用した高効率ランダムサンプリング手法の改良(2)BWR燃料集合体の燃焼特性の不確かさ評価への適用
木田拓実; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2021, 2021年

Naボイド係数の低減に向けた高速炉の燃料組成最適化に関する検討
大池宏弥; 遠藤知弘; 山本章夫; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2021, 2021年

核燃料燃焼計算に用いる擬似FP作成アルゴリズムに関する検討(1)アルゴリズムの概要
柳原健人; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2021, 2021年

核燃料燃焼計算に用いる擬似FP作成アルゴリズムに関する検討(2)検証計算結果
柳原健人; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2021, 2021年

原子力エネルギーシステム応用の観点から
千葉豪, 核データニュース(Web), 123, 34‐41 (WEB ONLY), 2019年06月
日本語

核データ積分テスト計算への実効部分空間法の適用 2)
今里大智; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2019, ROMBUNNO.3J06, 2019年03月04日
日本語

原子力エネルギーシステム応用の観点から
千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2019, ROMBUNNO.3E_PL04, 2019年03月04日
日本語

21世紀後半に向けた廃棄物管理の選択肢:Pu利用推進と環境負荷低減型地層処分に関する研究(8)MAリサイクルを想定した高速炉の廃棄物特性評価
小林優; 千葉豪; 川久保政洋; 朝野英一, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2019, ROMBUNNO.1B08, 2019年03月04日
日本語

21世紀後半に向けた廃棄物管理の選択肢:Pu利用推進と環境負荷低減型地層処分に関する研究(7)分離核種の燃焼を念頭に置いたCBZコードシステムを用いた高速炉燃焼計算
千葉豪; 川久保政洋; 朝野英一, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2019, ROMBUNNO.1B07, 2019年03月04日
日本語

感度係数による不確かさ評価結果を類似対称に用いた,より効果的なMCCV法の提案
二平舜介; 千葉豪, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2018, ROMBUNNO.1M03, 2018年08月20日
日本語

CBZコードシステムを用いた,福島第一原子力発電所内部の放射能インベントリ解析の詳細化
石井亮憲; 千葉豪, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2018, ROMBUNNO.3I10, 2018年08月20日
日本語

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
PYEON Cheol Ho; 山中正朗; 渡辺賢一; 相澤直人; 遠藤知弘; 千葉豪; VAN ROOIJEN Wilfred G, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2018, ROMBUNNO.2M02, 2018年08月20日
日本語

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(7)動特性パラメータの実験解析
山中正朗; 遠藤知弘; 千葉豪; VAN ROOIJEN Wilfred G; PYEON Cheol Ho, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2018, ROMBUNNO.2M03, 2018年08月20日
日本語

炉物理コードシステムCBZへのガラーキン求積法の実装
千葉豪; 藤井宏之, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2018, ROMBUNNO.2M20, 2018年08月20日
日本語

On prediction accuracy of neutronics parameters of accelerator-driven system
Go Chiba; Tomohiro Endo; Wilfred Van Rooijen; Cheol Ho Pyeon, EPJ Web of Conferences, 146, 2017年09月13日, ［査読有り］
英語

多核種高除染性空気浄化システム開発による作業被曝低減化研究(8)フィルターエレメントに捕捉される放射能評価のための簡易ツールの開発
千葉豪; 石井亮憲; 小崎完; 奈良林直; 佐藤修彰, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2017, ROMBUNNO.2F21, 2017年08月29日
日本語

多核種高除染性空気浄化システム開発による作業被曝低減化研究(9)フィルターエレメントに捕捉される短半減期FPの放射能の評価
石井亮憲; 千葉豪; 小崎完; 奈良林直; 山本泰功, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2017, ROMBUNNO.2F22, 2017年08月29日
日本語

Implementation of Fuel Depletion Sensitivity Calculation Capability into a Deterministic Reactor Physics Code System CBZ for Accelerator-Driven Sub-System Multi-Cycle Burnup Calculations
G. Chiba; W. F; G. van Rooijen; T. Endo; C. H. Pyeon, Proc. Int. Conf. Mathematics & Computational Methods Applied to Nucl. Sci. & Eng. (M&C2017), Jeju, Korea, Apr. 16-20, (2017)., 2017年04月, ［査読有り］
英語, 研究発表ペーパー・要旨（国際会議）

Nuclear Data-Induced Uncertainty Quantification of Neutron Multiplication Factor and Prompt Neutron Decay Constant for Pb-Bi loaded ADS Benchmark Problems at KUCA
T. Endo; G. Chiba; W. F; G. van Rooijen; M. Yamanaka; C. H. Pyeon, Proc. Int. Conf. Mathematics & Computational Methods Applied to Nucl. Sci. & Eng. (M&C2017), Jeju, Korea, Apr. 16-20, (2017)., 2017年04月, ［査読有り］
英語, 研究発表ペーパー・要旨（国際会議）

Variance Reduction Factor Calculations for Neutronics Parameters of Accelerator-Driven System
G. Chiba; W. F; G. van Rooijen; T. Endo; C. H. Pyeon, Proc. Int. Conf. on the Physic of Reactors (PHYSOR2016), Sun Valley, Idaho, May 1-5, (2016)., 2016年05月, ［査読有り］
英語, 研究発表ペーパー・要旨（国際会議）

Analysis and Interpretation of the KUCA ADS Benchmarks with Deterministic Analysis Codes
W. F; G. van Rooijen; C. H. Pyeon; G. Chiba; T. Endo, Proc. Int. Conf. on the Physic of Reactors (PHYSOR2016), Sun Valley, Idaho, May 1-5, (2016)., 2016年05月, ［査読有り］
英語, 研究発表ペーパー・要旨（国際会議）

多核種高除染性空気浄化システム開発による作業被曝低減化研究(1)全体計画
奈良林直; 千葉豪; 小崎完; 増田隆夫; 中坂佑太; 佐藤修彰; 秋山大輔, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2016, ROMBUNNO.1D20, 2016年03月16日
日本語

Nurturing Problem-Finding Skills in Graduate Students through Problem Based Learning Approaches
Ankit A. Ravankar; Shotaro Imai; Michiyo Shimamura; Go Chiba; Taichi Takasuka; Yasuhiro Yamanaka, PROCEEDINGS 2016 5TH IIAI INTERNATIONAL CONGRESS ON ADVANCED APPLIED INFORMATICS IIAI-AAI 2016, 542, 546, 2016年, ［査読有り］
英語

Discussion on a method of Team-Based-Learning style lecture for graduate students in a research university
Shotaro Imai; Ankit A. Ravankar; Michiyo Shimamura; Taichi E. Takasuka; Go Chiba; Yasuhiro Yamanaka, PROCEEDINGS 2016 5TH IIAI INTERNATIONAL CONGRESS ON ADVANCED APPLIED INFORMATICS IIAI-AAI 2016, 537, 541, 2016年, ［査読有り］
英語

B212 銀ゼオライトを用いた高除染性フィルターベントシステムの二相流特性の安定化(OS3 軽水炉・新型炉・原子力安全(3))
正部川 英亨; 奈良林 直; 千葉 豪; 佐藤 修彰, 動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム, 2015, 20, 221, 222, 2015年06月07日
We have conducted a series of experiments in order to investigate and improve the performance of the advanced filtered containment venting system: a visualization experiment to examine two-phase flow stability in a vertical tube, a superheated steam experiment with multi-layer orifices and a clogging experiment with metal filter and simulated grains. In the first experiment, several specific phenomena, such as chugging, CCFL and geysering, have been observed. Generation of superheated steam has been confirmed through the second experiment. Regarding the clogging experiment, whereas metal filter has not been clogged, accumulation of the simulated grains has been observed., 一般社団法人日本機械学会, 日本語

B135 非常用復水器を用いた原子炉減圧・冷却システム(OS3 軽水炉・新型炉・原子力安全(3))
奈良林 直; 下江 知弘; 千葉 豪; 辻 雅司; 坂下 弘人; 秋本 肇, 動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム, 2014, 19, 73, 74, 2014年06月25日
In this study, we aimed to quantitatively evaluate cooling capacity of isolation condenser (IC) for core cooling in Fukushima Daiichi Nuclear Plant Unit 1. In order to evaluate cooling capacity, decay heat emitted from fuels in reactor core was calculated. We used the data of nuclear fuel and rated thermal power which is released by TEPCO. We analyzed IC with TRAC code. We made an experiment in order to check IC's input data. Because analysis data is close to experimental data, we made sure validity of input data. We analyzed IC under conditions which are recorded when IC started up and tsunami rushed toward plant. As a result of analysis, we confirmed that cooling capacity exceed decay heat under both conditions. In conclusion, IC had a capability to prevent core meltdown accident in Fukushima Daiichi Nuclear Plant Unit 1., 一般社団法人日本機械学会, 日本語

B225 溶融燃料によるMCCI反応とコアキャッチャーの開発(OS3 軽水炉・新型炉・原子力安全(5))
奈良林 直; 宮脇 大地; Sylwester Marta Ziemnicka; 千葉 豪; 辻 雅司, 動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム, 2014, 19, 257, 258, 2014年06月25日
Fukushima Daiichi NPP accident would be terminated, if sufficient accident countermeasures, such as water proof door, mobile power, etc. In case of Europe, it had already recommended to install core catcher from the lessons of Chernobyl Accidents. In this paper we introduce simplified core catch by using core catcher that used Basalt. Hokkaido University has tested the simplified core catcher, by using thermite process. We found that molten thermite debris and concrete interaction make concrete to erode on its surface. We also tested several ceramics such as SiC etc., to find suitable materials. But the ceramics was broken by thermal shock. Among these materials we recommend the Basalt for the material of the core catcher., 一般社団法人日本機械学会, 日本語

トリウム装荷臨界実験に対する感度解析と不確かさ評価
田熊伸也; 千葉豪; 辻雅司; 奈良林直, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2014, ROMBUNNO.O50, 2014年03月10日
日本語

ランダムサンプリング法を用いた断面積調整法および感度係数評価(3)感度係数評価
千葉豪; 辻雅司; 奈良林直; 渡辺友章; 遠藤知弘; 山本章夫, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2014, ROMBUNNO.O47, 2014年03月10日
日本語

核種生成量に対する核データの感度解析
川本洋右; 千葉豪; 辻雅司; 奈良林直, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2014, ROMBUNNO.O49, 2014年03月10日
日本語

Influences of Differences in Nuclear Data Libraries on Important Back-end Parameters
YOSHIDA Shota; CHIBA Go; TSUJI Masashi; NARABAYASHI Tadashi, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf(Web), 2013-002, WEB ONLY 28, 2013年10月
英語

Validation of CBZ Code System for Post-Irradiation Examination Analysis and Sensitivity Analysis of (n,.GAMMA.) Branching Ratio
KAWAMOTO Yosuke; CHIBA Go; TSUJI Masashi; NARABAYASHI Tadashi, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf(Web), 2013-002, WEB ONLY 21, 2013年10月
英語

Validation of JENDL-4.0 and Future: Reactor Integral Test Working Group
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf(Web), 2013-002, WEB ONLY 12, 2013年10月
英語

高速炉蒸気発生器における伝熱管破損事象に関する研究(27)管群体系内の蒸気噴流可視化試験 第二報
加藤慶輔; 奈良林直; 辻雅司; 千葉豪; 大島宏之; 栗原成計; 内堀昭寛, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.J12, 2013年08月20日
日本語

J‐PARC/MLF/ANNRI NaI(Tl)スペクトロメータ及びGeスペクトロメータを用いたGd‐157の中性子捕獲断面積の測定
木村敦; 廣瀬健太郎; 中村詔司; 原かおる; 原田秀郎; 千葉豪; 片渕竜也; 寺田和司; 水本元治; 井頭政之, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.C02, 2013年08月20日
日本語

核特性パラメータの不確かさ評価における共鳴自己遮蔽効果
千葉豪; 辻雅司; 奈良林直, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.J21, 2013年08月20日
日本語

特異値分解法による簡易燃焼チェーン自動作成ツールの開発
梶原孝則; 辻雅司; 千葉豪; 奈良林直; 大岡靖典; 牛尾直史, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.J28, 2013年08月20日
日本語

原子力発電所の各種漏洩事象評価手法の高度化に関する研究(1)漏洩評価法の高度化研究の概要
岡田健志; 奈良林直; 辻雅司; 千葉豪; 尾形悠斗; 宮野廣; 松本昌昭, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.K49, 2013年08月20日
日本語

ゼオライトを用いた高除染性フィルタードベントシステムの開発(5)フィルタードベントシステムの作動範囲とパラメータ試験
藤井康弘; 奈良林直; 佐藤修彰; 辻雅司; 千葉豪; 川本洋右, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.H50, 2013年08月20日
日本語

非常用復水器を用いた過酷事故緩和に関する研究 高圧可視化実験装置を用いた実験
下江知弘; 奈良林直; 辻雅司; 千葉豪, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.H41, 2013年08月20日
日本語

ゼオライトを用いた高除染性フィルタードベントシステムの開発(4)格納容器のFP保持機能を活かしたフィルタードベントシステム
奈良林直; 藤井康弘; 佐藤修彰; 辻雅司; 千葉豪, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.H49, 2013年08月20日
日本語

原子力発電所の各種漏洩事象評価手法の高度化に関する研究(2)配管からの微小漏洩評価手法の開発
尾形悠斗; 奈良林直; 辻雅司; 千葉豪; 岡田健志; 松本昌昭; 宮野廣, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.K50, 2013年08月20日
日本語

E113 フィルタードペント可視化試験とソースターム評価(OS8 軽水炉・新型炉・原子力安全(2))
藤井 康弘; 川本 洋右; 奈良林 直; 辻 雅司; 千葉 豪, 動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム, 2013, 18, 151, 152, 2013年06月19日
This paper describes how to write a manuscript of the 18th PES Proceedings. In the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, a great deal of radioactive material was released to surrounding environment After the accident, the Filtered Containment Venting System (FCVS) that can remove radioactive material from steam in containment vessel has attracted a great deal of attentions. However, there is few knowledge of filtered vent in Japan because almost filtered vent were developed in Europe after Chernobyl nuclear power plant accident. Therefore, our purpose is getting the knowledge of filtered vent through experiments that simulate various filter vents in Europe. Also using the knowledge gotten through experiment, we aim at developing high efficiency filtered containment venting system using zeolite., 一般社団法人日本機械学会, 日本語

ND2013核データ国際会議報告(3)炉物理関連(積分実験)
福島昌弘; 千葉豪, 核データニュース(Web), 105, WEB ONLY 37-39, 2013年06月
日本語

高速炉蒸気発生器における伝熱管破損事象に関する研究(23)管群体系内の蒸気噴流可視化試験
加藤慶輔; 新栄邦彦; 奈良林直; 辻雅司; 千葉豪; 大島宏之; 栗原成計; 内堀昭寛, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.N16, 2013年03月11日
日本語

ゼオライトを用いた高除染性フィルタードベントシステムの開発(1)フィルタードベントシステムの基本構成の検討と放射性核種吸着実験
奈良林直; 藤井康弘; 佐藤修彰; 辻雅司; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.M08, 2013年03月11日
日本語

一般化摂動論を用いた燃焼感度の計算
千葉豪; 辻雅司; 奈良林直, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.H46, 2013年03月11日
日本語

ゼオライトを用いた高除染性フィルタードベントシステムの開発(2)フィルター内流動可視化試験
藤井康弘; 奈良林直; 佐藤修彰; 辻雅司; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.M09, 2013年03月11日
日本語

ゼオライトを用いた高除染性フィルタードベントシステムの開発(3)多核種解析法によるソースタームと崩壊熱計算
川本洋右; 藤井康弘; 奈良林直; 佐藤修彰; 辻雅司; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2013, ROMBUNNO.M10, 2013年03月11日
日本語

動特性同定法によるもんじゅの反応度温度係数の測定
佐久間渉; 辻雅司; 奈良林直; 千葉豪, KURRI KR (CD) (CD-ROM), 39, ROMBUNNO.8, 2013年
日本語

過酷事故緩和に対する深層防護の強化の提案(3)可視化試験結果
藤井康弘; 奈良林直; 石田和輝; 千葉豪, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2012, ROMBUNNO.M39, 346, 2012年09月03日
蒸気を用いたフィルター付ベントシステムの可視化試験試験を実施して、フィルター部の流動特性や圧力損失の測定、ミストセパレータの液滴除去特性について測定した。また、ゼオライトのセシウム吸着特性についても測定し、ゼオライトを用いたフィルタードベントシステムの放射性物質の除去特性についても基礎実験を行った。, 一般社団法人 日本原子力学会, 日本語

一点炉随伴動特性方程式を用いた原子炉ペリオドの感度解析
千葉豪; 辻雅司; 奈良林直, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2012, ROMBUNNO.Q49, 173, 2012年09月03日
遅発中性子先行核を陽に扱った一点炉随伴動特性方程式を用いて、原子炉ペリオドの核データに対する感度解析を行った。, 一般社団法人 日本原子力学会, 日本語

詳細燃焼チェーンを用いた高速炉全炉心計算
吉田将太; 千葉豪; 奈良林直; 辻雅司, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2012, ROMBUNNO.Q17, 141, 2012年09月03日
バックエンド諸量の正確な評価のために核分裂生成物核種200程度を陽に扱った高速炉全炉心計算を行った。また、簡略化したモデルによる計算結果の誤差を定量的に評価した。, 一般社団法人 日本原子力学会, 日本語

Analysis of Radioactivity of the Ground Surface Measured at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Site
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf(Web), 2012-001, WEB ONLY 23, 2012年07月
英語

核設計基本データベースの整備(XIV)―JENDL‐4.0に基づく高速炉核特性解析の総合評価―
杉野和輝; 石川眞; 沼田一幸; 沼田一幸; 岩井武彦; 岩井武彦; 神智之; 神智之; 長家康展; 羽様平; 千葉豪; 千葉豪; 横山賢治; 久語輝彦, 日本原子力研究開発機構JAEA-Research(Web), 2012-013, WEB ONLY, 2012年07月
日本語

海外の過酷事故対策の取り組みとフィルター付ベント
奈良林直; 杉山憲一郎; 石田和輝; 辻雅司; 千葉豪; 岡本孝司; 水町渉, 日本機械学会動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, 17th, 17, 335, 338, 2012年06月20日
Fukushima Daiichi NPP accident would be terminated, if sufficient examination leads to install countermeasures, such as water proof door, mobile power, etc. In case of US, Diablo Canyon NPP in Florida, they have a water proof hatch type door and snorkel piping for the seawater pump motor. In case of Europe, it had already installed the heat removal system and filtered containment venting system from the lessons of TMI and Chernobyl Accidents. Decay heat removal system and CV spray cooling system with FCVS are ensured by using mobile generators and heat exchangers to keep the ultimate heat sink even in any natural disaster, such as large earthquake, big tsunami, sudden flooding etc. In this paper we introduce such technology and fundamental test for the filtered venting system, conducted by Hokkaido University., 一般社団法人日本機械学会, 日本語

福島第1原子力発電所の非常用復水器の除熱能力評価
下江知弘; 奈良林直; 辻雅司; 千葉豪, 日本機械学会動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, 17th, 17, 333, 334, 2012年06月20日
In this study, we aimed to quantitatively evaluate cooling capacity of isolation condenser (IC) for core cooling in Fukushima Daiichi Nuclear Plant Unit 1. In order to evaluate cooling capacity, we calculated decay heat which was emitted from core. We used the data of nuclear fuel and rated thermal power which is released by TEPCO. Analysis was conducted with TRAC code. We made an experiment in order to check input data for IC. Because analysis data was close to experimental data, we made sure of validity of input data. We analyzed IC under conditions which were recorded when IC started up and tsunami rushed toward plant. As a result of analysis, we confirmed that cooling capacity exceed decay heat under both conditions. In conclusion, IC had a capacity to prevent core meltdown accident in Fukushima Daiichi Nuclear Plant Unit 1., 一般社団法人日本機械学会, 日本語

惑星間航行用原子力推進宇宙船の放射線遮蔽と居住性評価
岡田健志; 奈良林直; 辻雅司; 千葉豪, 日本機械学会動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, 17th, 17, 327, 328, 2012年06月20日
The space development is our big dream. One of this is foray into deep space. And so we must have too large amount of power because missions in space is highly-developed and protracted, and in addition, devices are complicated and big with the space development. Nuclear power generation is good choice to these problems since it has such good points as big electric-generating capacity in the proximity of scale and weight of the facility. There our laboratory has researched about a nuclear spaceship. Especially this paper deals with living space in a nuclear spaceship. For example space has big difference in temperature and nuclear reactor releases radiation. The crew is needed to protect from such danger. First we did reproductive experiment of big difference in temperature in space as a basic experiment of heat insulation and researched the possibility of insulation by insulating material of urethane foam. Next we tried a design of shielding system by using a calculation code., 一般社団法人日本機械学会, 日本語

過酷事故緩和に対する深層防護の強化の提案(2)フィルター付ベントシステムの基礎試験
奈良林直; 杉山憲一郎; 石田和輝; 水谷一貴; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2012, ROMBUNNO.G40, 2012年03月02日
日本語

多様な原子力システム間のバックエンド諸量の定量的比較
吉田将太; 千葉豪; 奈良林直; 辻雅司, 日本原子力学会北海道支部研究発表会講演要旨集, 30th, 19, 20, 2012年
日本語

動特性同定法を用いた高速増殖炉もんじゅの反応度温度係数の測定
佐久間渉; 辻雅司; 奈良林直; 千葉豪, 日本原子力学会北海道支部研究発表会講演要旨集, 30th, 21, 22, 2012年
日本語

「もんじゅ」におけるドップラー係数の不確かさの評価
千葉豪; 千葉豪; 羽様平; 金城秀人; 金城秀人; 西裕士; 鈴木隆之, 日本原子力研究開発機構JAEA-Research(Web), 2011, 2011-034, WEB ONLY, 2,1-42, 2011年12月
日本原子力研究開発機構, 日本語

「もんじゅ」におけるドップラー係数の不確かさの評価
千葉 豪; 羽様 平; 金城 秀人, JAEA-research, 2011, 34, 巻頭1, 2,1-42, 2011年12月
日本原子力研究開発機構, 日本語

Sensitivity Analysis for Higher Order Legendre Coefficients of Elastic Scattering Matrices
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf(Web), 2011-002, WEB ONLY 38, 2011年09月
英語

Sensitivity Analysis for Curium Isotope Concentrations of Light Water Reactor Mixed-Oxide Burned Fuel
CHIBA Go; ISHIKAWA Makoto, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf(Web), 2011-002, WEB ONLY 37, 2011年09月
英語

Improved Derivation of Multigroup Effective Cross Section for Heterogeneous System by Equivalence Theory
A. Yamamoto; T. Endo; G. Chiba, Nucl. Sci. Eng, 168, 75-92, 92, 2011年06月, ［査読有り］
英語, 速報，短報，研究ノート等（学術雑誌）

On the cell homogenization for a lattice composed of asymmetric unit cells
CHIBA Go; VAN ROOIJEN W.F.G, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2011, ROMBUNNO.F21, 2011年03月11日
英語

Diffusion coefficients for asymmetric unit cells
VAN ROOIJEN W.F.G; CHIBA Go, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2011, ROMBUNNO.F20, 2011年03月11日
英語

Study on Calculation Methods for the Effective Delayed Neutron Fraction
IRWANTO Dwi; IRWANTO Dwi; CHIBA Go; NAGAYA Yasunobu; OBARA Toru; OBARA Toru, 日本原子力研究開発機構JAEA-Research(Web), 2010, 2010-061, WEB ONLY, 28,巻頭1-2, 2011年03月
日本原子力研究開発機構, 英語

次世代炉心解析システムMARBLEの開発
横山賢治; 巽雅洋; 巽雅洋; 平井康志; 平井康志; 兵頭秀昭; 兵頭秀昭; 沼田一幸; 沼田一幸; 岩井武彦; 岩井武彦; 神智之; 神智之; 羽様平; 長家康展; 千葉豪; 久語輝彦; 石川眞, 日本原子力研究開発機構JAEA-Data/Code(Web), 2010-030, WEB ONLY, 2011年03月
日本語

実効遅発中性子割合に対する計算手法の検討
IRWANTO Dwi; 千葉 豪; 長家 康展, JAEA-research, 2010, 61, 1, 28,巻頭1-2, 2011年03月
日本原子力研究開発機構, 英語

金属ウラン・ジルコニウムマトリックス燃料を装荷した小型PWRに関する研究
高田祐太; 奈良林直; 辻雅司; 千葉豪; 島津洋一郎, 日本原子力学会北海道支部研究発表会講演要旨集, 29th, 17, 18, 2011年
日本語

福島第一原子力発電所構内土壌の放射能データの解析
千葉豪; 杉山憲一郎; 片倉純一, 日本原子力学会北海道支部研究発表会講演要旨集, 29th, 31, 32, 2011年
日本語

高速炉燃料集合体内発熱分布に対するガンマ線輸送効果の評価
千葉豪, 日本原子力研究開発機構JAEA-Research(Web), 2010-045, WEB ONLY, 2011年01月
日本語

IRPhEPハンドブックのデータを用いたMOZART臨界実験解析
千葉 豪, JAEA-research, 2010, 42, 1, 92,巻頭1-2, 2011年01月
日本原子力研究開発機構, 日本語

高速炉燃料集合体内発熱分布に対するガンマ線輸送効果の評価
千葉 豪, JAEA-research, 2010, 45, 1, 24,巻頭1-2, 2011年01月
日本原子力研究開発機構, 日本語

Uncertainty Quantification of Lumped Fission Product Cross Section for Fast Reactor Application
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf(Web), 2010-005, WEB ONLY 9, 2010年12月
英語

Plan of the JENDL-4 Benchmark for Fast Reactors
SUGINO Kazuteru; CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf(Web), 2010-005, WEB ONLY 7, 2010年12月
英語

IRPhEPハンドブックのデータを用いたMOZART臨界実験解析
千葉豪, 日本原子力研究開発機構JAEA-Research(Web), 2010-042, WEB ONLY, 2010年12月
日本語

原子力開発のための中性子核反応データベース 評価済み核データライブラリーJENDL‐4.0の完成
柴田恵一; 岩本修; 千葉豪, ΑΤΟΜΟΣ, 52, 12, 801, 805, 2010年12月01日
日本原子力学会, 日本語

原子力開発のための中性子核反応データベース : 評価済み核データライブラリーJENDL-4.0の完成
柴田 恵一; 岩本 修; 千葉 豪, 日本原子力学会誌 = Journal of the Atomic Energy Society of Japan, 52, 12, 801, 805, 2010年12月01日
日本原子力学会, 日本語

高速炉のガンマ発熱計算のためのガンマ断面積ライブラリの整備
千葉豪; 羽様平; 鈴木隆之, 日本原子力研究開発機構JAEA-Data/Code(Web), 2010-013, WEB ONLY, 2010年09月
日本語

Calculation of diffusion coefficients for voided lattices with the method of characteristics: II: numerical results
CHIBA Go; VAN ROOIJEN W.F.G, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2010, ROMBUNNO.Q36, 2010年08月27日
英語

Calculation of diffusion coefficients for voided lattices with the method of characteristics: I: theory
VAN ROOIJEN W.F.G; CHIBA Go, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2010, ROMBUNNO.Q35, 2010年08月27日
英語

二項有理式近似を用いたToneの手法の改良
山本章夫; 遠藤知弘; 千葉豪, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2010, ROMBUNNO.Q42, 2010年08月27日
日本語

べき乗法の収束残差からの高次固有値の推定
中瀬正彦; 千葉豪; 齊藤正樹, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2010, ROMBUNNO.G19, 2010年03月09日
日本語

高速炉用オブジェクト統合型解析システムの研究開発―(11)次世代炉物理解析システムMARBLE1.0の完成―
横山賢治; 巽雅洋; 平井康志; 兵頭秀昭; 沼田一幸; 岩井武彦; 神智之; 羽様平; 長家康展; 千葉豪; 久語輝彦; 石川眞, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2010, ROMBUNNO.G30, 2010年03月09日
日本語

「JENDL‐4の完成と今後の展望」核分裂炉に対するJENDL‐4.0の積分テスト
千葉豪; 奥村啓介; 杉野和輝, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2010, ROMBUNNO.JS03, 2010年03月09日
日本語

Incorporation of Two-Term Rational Approximation in Tone Method for Resonance Calculation
YAMAMOTO Akio; ENDO Tomohiro; CHIBA Go, Trans Am Nucl Soc, 103, 711, 713, 2010年
英語

Towards the Completion of JENDL-4: Current Status of Integral Test
CHIBA Go; OKUMURA Keisuke, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf, 21, 26, 2009年10月
英語

Benchmarking of Effective Delayed Neutron Fraction With Deterministic Method
IRWANTO Dwi; OBARA Toru; CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf, 151, 156, 2009年10月
英語

Nuclear Data-Induced Uncertainty Calculation for Fast Reactor Eigenvalue Separation
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf, 101, 106, 2009年10月
英語

Criticality Calculations with Fission Spectrum Matrix
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf, 107, 110, 2009年10月
英語

軽水炉使用済燃料核種インベントリに対する燃焼感度解析
千葉豪; 奥村啓介, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2009, F26, 2009年08月28日
日本語

中性子輸送計算システムCBGによる小林ベンチマーク問題の計算
千葉豪, 日本原子力研究開発機構JAEA-Research, 2009, 12, 51P, 43,巻頭1〜2, 2009年07月
日本原子力研究開発機構, 日本語

中性子輸送計算システムCBGによる小林ベンチマーク問題の計算
千葉 豪, JAEA-research, 2009, 12, 1, 43,巻頭1〜2, 2009年07月
日本原子力研究開発機構, 日本語

Study on Calculation Methods for Effective Delayed Neutron Fraction
IRWANTO Dwi; OBARA Toru; CHIBA Go; NAGAYA Yasunobu, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2009, K30, 2009年03月06日
英語

原子炉計算用多群ライブラリの精度向上方策の検討(2)
千葉豪; 奥村啓介, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2009, K45, 2009年03月06日
日本語

Convariances of Resonance Self-Shielding Factor and its Temperature Gradient for Uncertainty Evaluation of Doppler Reactivity
ZUKERAN Atsushi; CHIBA Go; OTUKA Naohiko; ISHIKAWA Makoto; TAKANO Hideki, 日本原子力研究開発機構JAEA-Research, 2008, 91, 174P, 162,巻頭1〜2, 2009年02月
日本原子力研究開発機構, 英語

ドップラー反応度不確かさ評価のための共鳴自己遮蔽因子とその温度勾配の共分散
瑞慶覧 篤; 千葉 豪; 大塚 直彦, JAEA-research, 2008, 91, 1, 162,巻頭1〜2, 2009年02月
日本原子力研究開発機構, 英語

Covariance Evaluation of Self-Shielding Factor and Its Temperature Gradient for Uncertainty Evaluation of Doppler Reactivity
OTSUKA Naohiko; OTSUKA Naohiko; ZUKERAN Atsushi; TAKANO Hideki; CHIBA Go; ISHIKAWA Makoto, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf, 32, 40, 2008年11月
英語

CBGLIB: A Multi-group Neutron Library for Precise Neutronics Simulations
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf, 114, 120, 2008年11月
英語

Nuclear Data Benchmark for Sodium Voided Reactivity Worth with Improved Neutronics Simulation Method
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf, 108, 113, 2008年11月
英語

JENDL‐4開発のための評価済み核データファィルのベンチマークテスト
千葉豪; 奥村啓介, 日本原子力研究開発機構JAEA-Research, 2008, 89, 58P, 48,巻頭1〜9, 2008年11月
日本原子力研究開発機構, 日本語

JENDL-4開発のための評価済み核データファイルのベンチマークテスト
千葉 豪; 奥村 啓介, JAEA-research, 2008, 89, 1, 48,巻頭1〜9, 2008年11月
日本原子力研究開発機構, 日本語

Nuclear Data Needs for Fast Reactors
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Conf, 26, 31, 2008年09月
英語

核分裂スペクトルに関する実効増倍率の不確定性についての考察
長家康展; 千葉豪; 石川眞, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2008, A23, 2008年08月21日
日本語

ERRORF-A Code to Calculate Covariance of Self-shielding Factor and Its Temperature Gradient
OTUKA Naohiko; ZUKERAN Atsushi; TAKANO Hideki; CHIBA Go; ISHIKAWA Makoto, 日本原子力研究開発機構JAEA-Data/Code, 21P, 2008年06月
英語

モジュラー型炉心解析コードシステムMOSRAの開発
奥村啓介; 久語輝彦; 中野佳洋; 長家康展; 小嶋健介; 千葉豪; 岡嶋成晃, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2008, L46, 2008年03月11日
日本語

原子炉計算用多群ライブラリの精度向上方策の検討
千葉豪; 奥村啓介, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2008, L30, 2008年03月11日
日本語

積分データによる理論計算パラメータ及び微分核データの調整
千葉敏; 岩本修; 中川庸夫; 千葉豪; 奥村啓介, 日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2008, B20, 2008年03月11日
日本語

中性子輸送ベンチマーク問題のための参照解の計算
千葉豪; 沼田一幸, 日本原子力研究開発機構JAEA-Review, 119, 2008年02月
日本語

マイナーアクチニド核データの積分テスト
千葉豪; 奥村啓介, 日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2007, M12, 2007年09月07日
日本語

高速炉核特性に対する評価済み核データファイルのベンチマークテスト
千葉豪; 岩井武彦; 沼田一幸; 羽様平, 日本原子力研究開発機構JAEA-Research, 62P, 2007年07月
日本語

ロスアラモス体験記-核データ部会「若手研究者LANL夏期国際交流プログラム」報告
千葉 豪, 日本原子力学会誌 = Journal of the Atomic Energy Society of Japan, 49, 3, 211, 212, 2007年03月28日
日本語

分離及び非分離共鳴領域における共分散行列の評価と処理(SG‐20)
千葉豪, 日本原子力学会春の年会要旨集(CD-ROM), 2007, TD02, 2007年03月06日
日本語

高速炉用オブジェクト統合型解析システムの研究開発―(7)中性子輸送ソルバーの開発と検証―
千葉豪, 日本原子力学会春の年会要旨集(CD-ROM), 2007, J35, 2007年03月06日
日本語

反射体の材質変更による「常陽」運転用燃料の利用効率改善
関根隆; 大川内靖; 千葉豪; 伊東秀明; 青山卓史, 日本原子力学会春の年会要旨集(CD-ROM), 2007, H38, 2007年03月06日
日本語

ERRORJ: A Code to Process Neutron-nuclide Reaction Cross Section Covariance, Version 2.3
CHIBA Go, 日本原子力研究開発機構JAEA-Data/Code, 26P, 2007年03月
英語

鉄に感度を有する高速炉炉心の臨界性解析
千葉豪, 日本原子力学会和文論文誌, 4, 1, 66, 76, 2005年03月25日
日本原子力学会, 日本語

高速実験炉「常陽」MK‐III性能試験‐制御棒校正(NT‐321)‐
千葉豪; 北野彰洋; 前田茂貴; 関根隆, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 90P, 2004年10月
日本語

工学系モデリング言語としての次世代解析システムの開発(IV)‐境界要素法に基づく中性子拡散ソルバーの開発‐
千葉豪, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 54P, 2004年10月
日本語

工学系モデリング言語としての次世代解析システムの開発(III)‐プロトタイプ作成による検討(その2)‐
横山賢治; 細貝広視; 千葉豪; 笠原直人; 石川真, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 164P, 2004年04月
日本語

「常陽」MK‐III性能試験―(4)制御棒反応度価値―
千葉豪; 加藤優子; 服部和裕; 関根隆, 日本原子力学会春の年会要旨集, 42nd, 525, 2004年03月11日
日本語

SLAROM‐UF:高速炉用超微細群格子計算コード(マニュアル)
羽様平; 千葉豪; 佐藤若英; 沼田一幸, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 94P, 2004年03月
日本語

MK‐III性能試験計画と試験結果
前田茂貴; 横山賢治; 千葉豪; 関根隆; 青山卓史, サイクル機構技報, 21, 99, 109, 2003年12月20日
日本語

MK-3性能試験計画と試験結果 (特集 高速実験炉「常陽」の高度化計画(MK-3計画)と今後の展望) -- (総合機能試験と性能試験)
前田 茂貴; 横山 賢治; 千葉 豪, サイクル機構技報, 0, 21, 99, 109, 2003年12月
核燃料サイクル開発機構技術展開部, 日本語

サブグループパラメータ計算コードMOMENTOFの開発
千葉豪, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 27P, 2003年07月
日本語

高速炉体系におけるJENDL‐3.3の積分テスト
千葉豪; 羽様平; 佐藤若英; 沼田一幸, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 48P, 2003年05月
日本語

高速炉核特性に対するJENDL‐3.3の積分テスト
羽様平; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会要旨集, 41st, 405, 2003年03月05日
日本語

高速炉における格子計算手法の比較
千葉豪, 日本原子力学会春の年会要旨集, 41st, 395, 2003年03月05日
日本語

高速炉サイクルの研究開発を支える解析システム V 核特性解析コードシステムの開発と利用
横山賢治; 羽様平; 千葉豪; 大木繁夫; 石川真, サイクル機構技報, 17, 19, 30, 2002年12月20日
核燃料サイクル開発機構技術展開部, 日本語

高速炉核特性解析における炉定数高度化の効果に関する検討
千葉豪, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 30P, 2002年12月
日本語

技術報告 高速炉サイクルの研究開発を支える解析システム(5)核特性解析コードシステムの開発と利用
横山 賢治; 羽様 平; 千葉 豪, サイクル機構技報, 0, 17, 19, 30, 2002年12月
核燃料サイクル開発機構技術展開部, 日本語

統合炉定数ADJ2000の使用に係る炉定数効果の評価(研究報告書)
庄野彰; 千葉豪; 沼田一幸, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 38P, 2002年11月
日本語

高速炉用統合炉定数ADJ2000Rの作成 (研究報告)
羽様平; 千葉豪; 沼田一幸; 佐藤若英, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 333P, 2002年11月
日本語

高速炉格子計算手法の比較研究
千葉豪, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 87P, 2002年10月
日本語

次世代炉定数システムによる高速炉核特性解析 (II) 次世代炉定数システム導入による効果
千葉豪; 杉野和輝; 石川真; 沼田一幸, 日本原子力学会春の年会要旨集, 40th, 285, 2002年03月05日
日本語

次世代炉定数システムによる高速炉核特性解析 (I) JFS‐3‐J3.2作成時の重み関数訂正効果
千葉豪; 杉野和輝; 石川真; 沼田一幸, 日本原子力学会春の年会要旨集, 40th, 284, 2002年03月05日
日本語

JENDL‐3.2に基づく高速炉用炉定数JFS‐3‐J3.2Rの作成
千葉豪; 沼田一幸, 核燃料サイクル開発機構公開資料, 45P, 2002年02月
日本語

高速炉用炉定数セットJFS-3-J3.2の改訂
千葉 豪; 羽様 平; 石川 眞, 日本原子力学会和文論文誌 = Transactions of the Atomic Energy Society of Japan, 1, 4, 335, 340, 2002年
日本原子力学会, 英語

JFS‐3‐J3.2の重み関数訂正による核特性への影響評価
千葉豪; 沼田一幸, JFS-3-J3.2の重み関数訂正による核特性への影響評価 (研究報告) 平成13年, 60P, 2001年
日本語

階層領域分割型境界要素法による中性子拡散方程式解法の並列化 (II) 通信の並列化による高速化
辻雅司; 千葉豪, 日本原子力学会春の年会要旨集, 37th, 386, 1999年03月22日
日本語

原子炉の物理
11章（発熱と伝熱、発電）
日本原子力学会, 2019年12月, ［分担執筆］

エネルギー環境システム工学特別ラボラトリーセミナー, 2024年, 修士課程, 工学院

原子炉工学特論, 2024年, 修士課程, 工学院

原子炉物理特論, 2024年, 修士課程, 工学院

原子炉特別実験, 2024年, 修士課程, 工学院

原子力・エネルギーシステム特論, 2024年, 修士課程, 工学院

エネルギー環境システム工学特別ラボラトリーセミナー, 2024年, 博士後期課程, 工学院

原子炉工学特論, 2024年, 博士後期課程, 工学院

原子炉物理特論, 2024年, 博士後期課程, 工学院

原子炉特別実験, 2024年, 博士後期課程, 工学院

原子力・エネルギーシステム特論, 2024年, 博士後期課程, 工学院

一般教育演習(ﾌﾚｯｼｭﾏﾝｾﾐﾅｰ), 2024年, 学士課程, 全学教育

エネルギー工学概論, 2024年, 学士課程, 工学部

環境エネルギー工学, 2024年, 学士課程, 工学部

原子炉工学, 2024年, 学士課程, 工学部

原子炉物理, 2024年, 学士課程, 工学部

科学・技術の世界, 2024年, 学士課程, 全学教育

原子力安全に寄与する高速・高精度な次世代燃焼・放射化計算手法の開発
科学研究費助成事業
2024年04月01日 - 2027年03月31日
山本 章夫; 渡邉 友章; 千葉 豪; 相澤 直人
日本学術振興会, 基盤研究(C), 名古屋大学, 24K08300

原子力発電プラント構造物の放射化計算のための革新的超高速計算フレームワーク
科学研究費助成事業
2022年04月01日 - 2025年03月31日
千葉 豪
日本学術振興会, 基盤研究(C), 北海道大学, 22K04979

TM-EFP：原子炉過渡挙動解析のための革新的数理モデル
科学研究費助成事業
2016年04月01日 - 2019年03月31日
千葉 豪
人類による原子力エネルギーの利用を可能たらしめているものは原子核分裂反応で発生する遅発中性子といっても過言ではない。この遅発中性子の放出は特に原子炉の安全設計において考慮される重要な物理現象である。これまでは遅発中性子を放出する多様な核分裂生成物核種を簡易的に扱う方法が用いられてきたが、本研究では個々の核分裂生成物を直接的に扱うモデルを提案・開発し、そのモデルを用いた空間依存の原子炉動特性解析を実現した。その一例として、ガス状の核分裂生成物核種の漏洩が生じる問題の数値解析を行い、本モデルの有効性を確認した。
日本学術振興会, 若手研究(B), 北海道大学, 16K18344

原子炉設計拡張状態の予測不確かさ定量化：誤差相関を用いた新たな評価手法の開発
科学研究費助成事業
2016年04月01日 - 2019年03月31日
山本 章夫; 千葉 豪; ろーいえん ふれーどりっく; 遠藤 知弘; カリーク アブデルハニー
原子炉の設計基準事故を超える過酷事故条件における核特性シミュレーションの計算誤差を、誤差相関およびランダムサンプリング法を用いて定量化する新たな評価手法を開発した。主成分分析及び地球統計学で用いられるクリギング法を用いて、シミュレーションに現れる各種パラメータと計算誤差の相関を学習し、計算誤差を予測する。
加圧水型軽水炉で用いられる燃料集合体体系において、通常運転から過酷事故条件までを含む幅広い状態における計算誤差を本手法で予測した。計算誤差は、決定論的手法と連続エネルギーモンテカルロコードの実効増倍率の差異とした。その結果、精度良く計算誤差を予測可能であることを確認した。
日本学術振興会, 基盤研究(C), 名古屋大学, 16K06956

実測困難な原子炉安全パラメータの不確かさ評価－分散共分散行列を用いた新概念
科学研究費助成事業
2012年04月01日 - 2015年03月31日
山本 章夫; 千葉 豪; 遠藤 知弘
本研究では、実測が困難な原子炉の核的安全性パラメータの予測誤差を評価する理論を新たに確立し、その適用性を確認した。また、ランダムサンプリング法を用いて、原子炉の核特性予測計算に伴う不確かさ低減のための断面積調整法およびバイアス因子法を実機軽水炉体系に適用可能とした。以上のことから、研究の目的を全て達成するとともに、その波及効果として、当初の計画以上の成果をあげた。
日本学術振興会, 基盤研究(C), 名古屋大学, 24561040

ゼオライトを用いたヨウ素・セシウム高除染性フィルターベントシステムの開発
科学研究費助成事業
2012年04月01日 - 2015年03月31日
奈良林 直; 佐藤 修彰; 辻 雅司; 千葉 豪
新規制基準では、国内全ての原発に格納容器フィルタードベントシステム (FCVS) の設置を義務づけた。しかし、FCVS 関する公開文献は限られており、ヨーロッパの既存のFCVS は小児甲状腺癌の原因物質である有機ヨウ素の除染係数（DF)が低い。
本研究では、有機ヨウ素に対して高い除染係数(DF)を有する銀ゼオライト(AgX)を使用し,より高性能なFCVSの開発を実施した。北大は、FCVSの二相流特性の安定化、スクラビングノズルの最適化を、東北大学では、放射性ヨウ素を使った吸着試験を分担し、放射線検出器のカウント値の高精度な測定可能とし、世界最高性能のDFを有するFCVSの開発に成功した。
日本学術振興会, 基盤研究(B), 北海道大学, 24360388