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藤田 達也 (フジタ タツヤ)
| 工学研究院 応用量子科学部門 量子エネルギー工学 | 准教授 |
研究者基本情報
■ 学位■ URL
researchmap URLホームページURL■ ID 各種
研究者番号
- 71012902
研究キーワード研究分野■ 担当教育組織
研究活動情報
■ 受賞- 2019年12月, 原子力規制委員会, 原子力規制委員会表彰（論文表彰）
藤田達也 - 2019年09月, 日本原子力学会炉物理部会, 日本原子力学会炉物理部会賞奨励賞
国産核データJENDL-4.0およびCASMO5/TRACE/PARCSを用いたSPERT-III実験の解析および不確かさ評価
藤田 達也
- Comparison of Burnup Credit Loading Curve Methodologies for a Simplified Case with PWR Fuel: introduction to OECD/NEA/NSC/WPNCS SG13 study
Alexander Vasiliev; Matthias Frankl; David Hanlon; Magda Stefanowska Skrodzka; Dirk Schulze Grachtrup; Gábor Hordósy; Miriam Vazquez; Dennis Mennerdahl; Axel Hoefer; Fabian Sommer; Barthélémi Petillon; Liam Payne; Tatsuya Fujita; Tomoaki Watanabe; Marjan Kromar; Dušan Čalič; Andrej Trkov; Ahmed Shama; Madalina Wittel; Charles Bory; Marcel Tardy; Coralie Carmouze; Tangi Nicol; Alex Shaw; B.J. Marshall; Shane Har; Justin Clarity; Casey Spitz; Péter Buday; Pedro Ortego; Candan Töre; Maksym Chernykh; Sven Tittelbach
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR2026), 2026年04月
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - Fundamental Study on Dimension Reduction of Covariance Matrix Modified by Data Assimilation
Yuta Aizawa; Tatsuya Fujita
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR2026), 2026年04月, ［最終著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）, 50135413 - Investigation of Effective Cross Section Generation in FRENDY-V2/GENESIS for Three-Dimensional LWR Lattice Problems
Tatsuya Fujita
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR2026), 2026年04月, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - Special issue on progressive reactor physics for current and future challenges
Kenichi Tada; Naoto Aizawa; Tatsuya Fujita; Masahiro Fukushima; Cheol Ho Pyeon
Journal of Nuclear Science and Technology, 63, 1, 1, 2, Informa UK Limited, 2026年
英語, 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, 2026年, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌） - 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, 58, 5, 104176, Elsevier BV, 2026年, ［査読有り］
英語, 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, 63, 2, 216, 226, Informa UK Limited, 2026年, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌） - Preliminary Investigation of Dancoff Factor Treatment in Application of Direct Coupling Code System Using FRENDY version 2 and GENESIS on Three-Dimensional LWR Fuel Assembly Problem
Tatsuya Fujita; Go Chiba
Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering 2025 (M&C 2025), 2025年04月, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - Verification of direct coupling code system using FRENDY version 2 and GENESIS for light water reactor lattices
Tatsuya Fujita; Akio Yamamoto
Journal of Nuclear Science and Technology, 62, 2, 179, 196, 2025年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - Estimation of influence of implicit effect due to multi-group cross-section perturbations on uncertainty analysis in PWR-UO 2 and -MOX lattice calculations
Tatsuya Fujita
Journal of Nuclear Science and Technology, 62, 8, 731, 739, Informa UK Limited, 2025年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - A Preliminary uncertainty analysis of PWR depletion numerical test problem on OECD/NEA/NSC LWR-UAM benchmark phase II based on JENDL-5
Tatsuya Fujita
Proceedings of Best Estimate Plus Uncertainty International Conference (BEPU 2024) (Internet), 14, 2024年05月, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, The uncertainty analysis of PWR depletion test problem on the OECD/NEA/NSC LWR-UAM benchmark Phase II based on JENDL-5 was performed as a preliminary investigation. The random sampling was used to quantify the uncertainty of k-infinity and nuclide inventories, the cross section (XS), the fission product yield (FPY), the decay constant, and the decay branch ratio were randomly perturbed, and several times of SERPENT 2.2.1 calculations were performed. XSs in the ACE file were perturbed by the ACE file perturbation tool using FRENDY with the 56-group covariance matrix generated by NJOY2016.72. The perturbation quantity of independent FPY was evaluated using the FPY covariance matrix prepared in JENDL-5, and the perturbed cumulative FPY was reconstructed based on the relationship between the independent and cumulative FPYs. The decay constant was independently perturbed for each nuclide. To perturb the decay branch ratios, the covariance matrix was generated by applying the generalized least square method and randomly perturbed based on this covariance matrix in the same manner as the independent FPY. In general, the influence due to decay data was an order of magnitude smaller than the influences due to XS and FPY uncertainties. For the uncertainty of k-infinity and transuranic nuclide inventories, the influence due to XS uncertainty was dominant, and that due to FPY and decay data uncertainties was one or a few orders of magnitude smaller. On the other hand, for the uncertainty of FP nuclide inventories, the influence due to FPY uncertainty was almost the same or larger than that due to XS uncertainty. It was also confirmed that the influence due to either XS or FPY uncertainty became different for each FP nuclide. In future studies, the influence due to XS uncertainty on FP nuclides will be discussed because it was not prepared in JENDL-5 and not considered in the present paper. - A Comparative study of efficient sampling techniques for uncertainty quantification due to cross-section covariance data
Tatsuya Fujita
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), 718, 727, 2024年04月, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）, The convergence process of the k-infinity uncertainty during random-sampling-based uncertainty quantification was compared between several efficient sampling techniques. The k-infinity uncertainty was evaluated by statistically processing several times of SERPENT 2.2.1 calculations using perturbed ACE files based on JENDL-5 cross-section covariance data. The antithetic sampling (AS), the Latin hypercube sampling (LHS), the control variates (CV), and the combination approaches of them were focused on in the present paper. In PWR-UO$_{2}$ fuel assembly geometry without the nuclide depletion, as discussed in past studies, AS and LHS showed higher efficient convergence than nominal sampling without any efficient sampling techniques. In terms of CV, though a stand-alone application did not have a large impact on the k-infinity uncertainty convergence, its performance was improved in combination with AS, as discussed in the past study. In addition, a new combined approach of LHS and CV (CV+LHS) was proposed in the present paper. CV+LHS improved the k-infinity uncertainty convergence and was more efficient than CV+AS. The main reason for this improvement was that the convergence for the mean value of alternative parameters in CV was enhanced by applying LHS. Consequently, this study proposed the new combined approach of CV+LHS and confirmed its efficiency performance for the random-sampling-based uncertainty quantification in the PWR-UO$_{2}$ fuel assembly geometry. The applicability of CV+LHS for the nuclide-depletion calculations will be confirmed in future studies. - Applicability of the kernel method for macroscopic cross section tabulation to planar MOC-based core transient analysis code
Tatsuya Fujita
Journal of Nuclear Science and Technology, 61, 5, 679, 692, 2024年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - Uncertainty analysis for fission product inventories based on covariance data of fission product yields in JENDL-4.0 and ENDF/B-VIII.0
Tatsuya Fujita
Journal of Nuclear Science and Technology, 61, 3, 417, 427, 2024年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - A comparative study on k-infinity uncertainty due to cross-section covariance data in nuclear data libraries
Tatsuya Fujita
Journal of Nuclear Science and Technology, 60, 9, 1143, 1153, 2023年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - Influence of manufacturing uncertainty treatment on neutronics uncertainty analysis for lattice physics parameters in PWR-UO2 fuel assembly
Tatsuya Fujita
Journal of Nuclear Science and Technology, 60, 12, 1526, 1537, 2023年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - A manufacturing tolerance influence on MOX lattice physics parameters using FUBILA experiment data
Tatsuya Fujita
International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR2022), 2022年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - Analysis of the beavrs benchmark using CASMO5/SIMULATE5 with JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1
Tatsuya Fujita; Tomohiro Sakai
International Conference on Physics of Reactors 2020 (PHYSOR2020), 2020年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - Uncertainty analysis of the OECD/NEA LWR UAM benchmark Phase I using CASMO5 with JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1
Tatsuya Fujita; Tomohiro Sakai
Journal of Nuclear Science and Technology, 57, 7, 858, 873, Taylor & Francis, 2020年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - Analysis of the SPERT-III E-Core experiment using CASMO5/TRACE/PARCS based on JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1
Tatsuya Fujita; Tomohiro Sakai
Journal of Nuclear Science and Technology, 56, 6, 553, 571, Taylor & Francis, 2019年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - Uncertainty analysis of OECD/NEA/NSC UAM benchmark phase I using CASMO5/SIMULATE5 with JENDL-4.0 library and covariance data
Tatsuya Fujita; Tomohiro Sakai
Best Estimate Plus Uncertainty International Conference 2018 (BEPU2018), 2018年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - Analysis of the spert-III E-core experiments using CASM05 and TRACE/PARCS CODES with JENDL-4.0 LIBRARY
Tatsuya Fujita; Tomohiro Sakai
International Conference on Physics of Reactors 2018 (PHYSOR2018), 2018年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - Application of correction technique using leakage index combined with SPH or discontinuity factors for energy collapsing on pin-by-pin BWR core analysis
Tatsuya Fujita; Tomohiro Endo; Akio Yamamoto
Journal of Nuclear Science and Technology, 52, 3, 355, 370, Taylor & Francis, 2015年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - A new technique for spectral interference correction on pin-by-pin BWR core analysis
Tatsuya Fujita; Tomohiro Endo; Akio Yamamoto
Journal of Nuclear Science and Technology, 51, 6, 783, 797, Taylor & Francis, 2014年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - A macroscopic cross-section model for BWR pin-by-pin core analysis
Tatsuya Fujita; Tomohiro Endo; Akio Yamamoto
Journal of Nuclear Science and Technology, 51, 3, 282, 304, Taylor & Francis, 2014年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - Correction technique for coarse group cross sections considering spectral interference effect on pin-by-pin BWR core analysis
Tatsuya Fujita; Tomohiro Endo; Akio Yamamoto
International Congress on Advances in Nuclear Power Plants 2013 (ICAPP2013), 2013年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - Correction of spectral interference effect on Pin-by-Pin BWR core analysis
Tatsuya Fujita; Tomohiro Endo; Akio Yamamoto
Transactions of the American Nuclear Society, 107, 1141, 1143, 2012年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - An optimization approach to establish an appropriate energy group structure for BWR pin-by-pin core analysis
Tatsuya Fujita; Kenichi Tada; Tomohiro Endo; Akio Yamamoto; Shinya Kosaka; Go Hirano; Kenichiro Nozaki
Journal of Nuclear Science and Technology, 49, 7, 689, 707, Taylor & Francis, 2012年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（学術雑誌） - Application of quick subchannel analysis method for three-dimensional pin-by-pin BWR core calculations
Kenichi Tada; Tatsuya Fujita; Tomohiro Endo; Akio Yamamoto; Shinya Kosaka; Go Hirano; Kenichiro Nozaki
Journal of Nuclear Science and Technology, 48, 12, 1437, 1452, 2011年, ［査読有り］
英語, 研究論文（学術雑誌） - Investigation on macroscopic cross section model for BWR pin-by-pin core analysis
Tatsuya Fujita; Kenichi Tada; Akio Yamamoto; Yoshihiro Yamane; Shinya Kosaka; Gou Hirano
International Conference on the Physics of Reactors 2010 (PHYSOR2010), 2010年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス） - Investigation of theoretical approach to establish energy group structure for BWR pin-by-pin core analysis
Tatsuya Fujita; Kazumasa Otsuka; Kenichi Tada; Tomohiro Endo; Akio Yamamoto; Shinya Kosaka; Go Hirano
Transactions of the American Nuclear Society, 103, 721, 723, 2010年, ［査読有り］, ［筆頭著者, 責任著者］
英語, 研究論文（国際会議プロシーディングス）
- 第12回臨界安全性国際会議予稿集; 2023年10月1日$\sim$6日 宮城県仙台市 仙台国際センター
須山 賢也; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大; 島田 和弥; 藤田 達也; 植木 太郎; Nguyen H., JAEA-Conf 2024-001, 40, 2024年07月
第12回臨界安全性国際会議(ICNC2023)は2023年10月1日から10月6日に仙台国際センター(〒980-0856宮城県仙台市青葉区青葉山)において、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の主催、日本原子力学会炉物理部会と経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の共催によって開催された。最終的に査読を通過した224件の発表と273名のテクニカルセッション参加登録があり、同伴者を含めた総登録数は289名であった。テクニカルツアーもi)東京電力福島第一原子力発電所及び中間貯蔵工事情報センター、ii)原子力機構原子力科学研究所(STACY更新炉及びFCA)、iii)東北大学ナノテラス(放射光施設)及び東北電力女川原子力発電所の3コースで実施された。会議の概要とともに、発表された論文で予稿集掲載に合意されたものを本報告書に取り纏めた。, 英語, 機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等 - PHYSOR2024参加報告; 研究機関職員の立場から
藤田 達也, 日本原子力学会炉物理部会報「炉物理の研究」, 77, 2024年06月
本報告は2024年4月に開催された炉物理に関する国際会議(PHYSOR2024)に関する報告である。炉物理部会報「炉物理の研究」では、大学教員・学生、メーカー技術者、研究機関職員のそれぞれの立場で参加報告を記載する。本報告は、そのうちの研究機関職員の立場から国際会議における発表内容等を記載するものである。, 日本語, 記事・総説・解説・論説等（その他） - 炉物理部会賞受賞記念寄稿「国産核データJENDL-4.0およびCASMO5/TRACE/PARCSを用いたSPERT-III実験の解析および不確かさ評価」
藤田達也, 日本原子力学会炉物理部会報「炉物理の研究」, 72, 2020年03月, ［筆頭著者, 責任著者］
日本語, 記事・総説・解説・論説等（その他） - 第44回炉物理夏期セミナー報告・若手研究会報告「(4)燃料棒単位BWR炉心計算におけるスペクトル干渉効果を考慮した断面積補正」
藤田達也, 日本原子力学会炉物理部会報「炉物理の研究」, 65, 2013年03月, ［筆頭著者, 責任著者］
日本語, 記事・総説・解説・論説等（その他） - 国際会議報告「(3)Modeling Experimentation Validation (MeV) Summer school に参加して」
藤田達也, 日本原子力学会炉物理部会報「炉物理の研究」, 64, 2012年03月, ［筆頭著者, 責任著者］
日本語, 記事・総説・解説・論説等（その他）
- 一般化摂動論を用いた医療用中性子照射装置における多様な物質の配置の最適化
相澤 悠太; 千葉 豪; 藤田 達也
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年09月 - 原子核の崩壊・生成計算における核種数密度簡易予測モデルの比較
遠藤 想太; 増田 純希; 千葉 豪; 藤田 達也
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年09月 - PODを活用したエネルギー群構造探索手法 (2) 結果
小嶋 敦志; 千葉 豪; 藤田 達也
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年09月 - PODを活用したエネルギー群構造探索手法 (1) 理論
小嶋 敦志; 千葉 豪; 藤田 達也
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年09月 - 離散座標法における適合角度離散化手法でのモーメント保存に関する検討
吉池 裕太; 千葉 豪; 藤田 達也
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年09月 - PODを用いた中性子スペクトル再構成に基づく燃焼計算手法の開発 (3) 多群実効断面積計算の導入及び361群エネルギー群構造を用いた検証
渡邉 友章; 相澤 直人; 千葉 豪; 多田 健一; 藤田 達也; 山本 章夫
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年09月 - 照射後試験データに基づく燃焼感度データベースの整備 (1) CBZによる照射後試験データの解析
増田 純希; 千葉 豪; 藤田 達也
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年09月 - EFPモデルを用いた即発中性子減衰定数への遅発モードの混入の可能性の検討
三岩 深悟; 千葉 豪; 藤田 達也
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年09月 - STACY更新炉を活用した研究と教育の最前線 (2) 人材育成の取組み
藤田 達也
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（基調）
2025年09月 - FRENDY-V2/GENESISにおける背景断面積の取扱方法の改良
藤田 達也; 千葉 豪; 范 俊双
日本原子力学会2025年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年09月 - 核データ処理コードFRENDYの使用経験
藤田 達也
放射線遮蔽設計法に係るワークショップ第14回, 日本語, シンポジウム・ワークショップパネル（指名）
2025年08月 - Verification and sensitivity investigation of FRENDY-V2/GENESIS for sodium-cooled fast reactor fuel assembly
Jun-Shuang Fan; Tatsuya Fujita; Go Chiba
日本原子力学会2025年春の年会, 英語, 口頭発表（一般）
2025年03月 - FRENDY-V2/GENESISの3次元体系への適用に係る事前検討
藤田 達也; 千葉 豪
日本原子力学会2025年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年03月 - FRENDY-V2/GENESISにおける燃焼計算モジュールの開発
藤田 達也; 千葉 豪
日本原子力学会 北海道支部 第42回研究発表会, 日本語, 口頭発表（一般）
2025年03月 - ランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価における多群核反応断面積摂動時の間接効果の影響
藤田 達也
日本原子力学会2024年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2024年09月, 仙台, 日本国, 既往研究では多群核反応断面積の摂動に対する間接効果の取扱が感度係数ひいては核特性パラメータの不確かさ評価結果に影響を与えることが報告されており、ランダムサンプリング法において当該間接効果を考慮する方法も検討されている。本研究では、日本原子力学会2024年春の年会での発表に引き続き、ランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価において、多群核反応断面積摂動時の間接効果が多群中性子輸送計算における無限増倍率の不確かさ評価結果に与える影響を定量的に確認した。間接効果の影響は、UO$_{2}$燃料セル体系では小さい一方で、MOX燃料セル体系では顕著に確認された。中性子輸送計算と共分散行列のエネルギー群数を詳細にすることで、間接効果の影響を低減可能であると考えられる。, ［国内会議］ - 炉物理ロードマップ(RM2017)の改訂
牛尾 直史; 相澤 直人; 藤田 達也; 郡司 智
日本原子力学会2024年春の年会, 日本語, 口頭発表（招待・特別）
2024年03月, 東大阪, 日本国, 炉物理ロードマップは「炉物理技術者・研究者の今後の技術・研究開発の方向性を検討する際の指標」であり、また指標であり続けることが求められるため、炉物理技術者・研究者による定期的な改訂が必要である。現在の2017年版(RM2017、2017年10月)は策定・公開されてから既に5年が経過していること、この間にGX戦略や2050年カーボンニュートラルなど、原子力を取り巻く環境には大きな変化がみられることに鑑み、炉物理ロードマップの記載事項の振り返りをとおしてRM2017を改訂し、新たなロードマップとして2024年版(RM2024)の策定を行った。炉物理部会の企画セッションとして、今回実施した炉物理ロードマップの改訂作業について説明するとともに、今後の炉物理ロードマップの改訂作業を見据えながら、炉物理ロードマップに期待する事柄、炉物理ロードマップのあるべき姿、炉物理ロードマップに記載することが望ましい事柄などについて、炉物理技術者・研究者と様々な意見交換を行う。, ［国内会議］ - ランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価における多群核反応断面積の摂動量に関する予備検討
藤田 達也
日本原子力学会2024年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2024年03月, 東大阪, 日本国, 既往研究では多群核反応断面積の摂動に対する間接効果の取扱が感度係数ひいては無限増倍率の不確かさ評価結果に影響を与えることが報告されており、ランダムサンプリング法において当該間接効果を考慮する方法も検討されている。本研究では、今後ランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価で間接効果を考慮していくことに先立ち、PWR 17$\times$17 UO$_{2}$及びMOX燃料集合体を対象に代表的な核種・核反応に対する間接効果の影響を確認した。UO$_{2}$燃料集合体では間接効果の影響は小さいものであり、既往研究の直接効果のみを考慮した方法でも十分に不確かさを評価可能である。MOX燃料集合体についてはランダムサンプリング法により間接効果の影響を今後精査する必要がある。, ［国内会議］ - 規制における核データの取扱
藤田 達也
日本原子力学会シグマ調査専門委員"将来の核データ"ワークショップ「原子炉と規制」, 日本語, 口頭発表（招待・特別）
2023年12月, online, 日本国, 公開されている情報を基に、現在の規制における議論や最近の動向を踏まえた展望を示すとともに、国産核データライブラリの高度化のモチベーション向上に対して問題提起する。(1)許認可申請者が説明責任を果たすための情報やデータなどが、公式の文書としてまとめられているか?、(2)炉定数ライブラリに対するサポートが充実しているか?、(3)許認可申請者が新しい核データライブラリを採用する際、検証・妥当性確認や品質保証の観点で有益なことは?、(4)どのような核種・核反応の核データの整備に取り組んでいくのか?(許認可申請者のニーズは?)、(5)核データライブラリに起因する不確かさの定量化に対して、今後どんな取組が必要か?, ［国内会議］ - 燃料集合体体系における製造上の不確かさの取扱方法による評価結果の違い
藤田 達也
日本原子力学会2022年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2022年09月 - 3次元詳細炉心動特性解析コード用非均質核反応断面積の再構築手法（2）燃料集合体内の同一物質領域の非均質核反応断面積に対する統一的取扱い
藤田 達也
日本原子力学会2022年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2022年03月 - 3次元詳細炉心動特性解析コード用非均質核反応断面積の再構築手法（1）燃料棒単位セル体系における基礎検討
藤田 達也
日本原子力学会2021年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2021年09月 - 3次元詳細炉心動特性解析コードRYUHOの開発（1）プロトタイプを用いたベンチマーク解析結果及び今後の開発計画
藤田 達也; 塚本 直史
日本原子力学会2021年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2021年03月 - マルチレベルモンテカルロ法を用いたランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価の計算コスト低減に関する研究（1）燃料集合体体系への適用性
藤田 達也; 酒井 友宏
日本原子力学会2020年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2020年09月 - CASMO5を用いた燃焼計算における不確かさ評価（2）燃料集合体体系における評価結果
藤田 達也; 酒井 友宏
日本原子力学会2020年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2020年03月 - CASMO5を用いた燃焼計算における不確かさ評価（1）燃料棒格子体系における評価結果
藤田 達也; 酒井 友宏
日本原子力学会2019年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2019年09月 - CASMO5/SIMULATE5を用いたBEAVRSベンチマークの解析（2）サイクル2の解析結果
藤田 達也; 酒井 友宏
日本原子力学会2019年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2019年03月 - CASMO5/SIMULATE5を用いたBEAVRSベンチマークの解析（1）サイクル1の解析結果
藤田 達也; 酒井 友宏
日本原子力学会2018年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2018年09月 - JENDL-4.0共分散データに基づくCASMO5/SIMULATE-5を用いた不確かさ評価（2）UAMベンチマーク問題（Phase Iにおける炉心体系）の解析
藤田 達也; 酒井 友宏
日本原子力学会2018年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2018年03月 - JENDL-4.0に基づくCASMO5/TRACE/PARCSを用いたSPERT-III実験解析・不確かさ評価
藤田 達也; 酒井 友宏
第6回炉物理専門研究会（KURRI-EKR-19）, 日本語, 口頭発表（一般）
2017年12月 - 3次元核熱結合解析コードTRACE/PARCSの検証及び妥当性確認（3）TRACE/PARCSを用いたSPERT-III実験の解析（冷温零出力・高温待機・高温全出力条件）
藤田 達也; 酒井 友宏
日本原子力学会2017年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2017年09月 - JENDL-4.0の共分散データを用いたCASMO5/SIMULATE-5の不確かさ評価（1）UAMベンチマーク問題（Phase Iにおける集合体体系）の解析
藤田 達也; 岩橋 大希; 酒井 友宏
日本原子力学会2017年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2017年03月 - 3次元核熱結合解析コードTRACE/PARCSの検証及び妥当性確認（2）TRACE/PARCSを用いたSPERT-III実験の解析(高温零出力条件)
藤田 達也; 酒井 友宏; 岩橋 大希
日本原子力学会2016年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2016年09月 - 燃料棒単位BWR炉心計算におけるスペクトル干渉効果の補正（3）群縮約誤差低減手法との結合
藤田 達也; 遠藤 知弘; 山本 章夫
日本原子力学会2014年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2014年03月 - 燃料棒単位BWR炉心計算におけるスペクトル干渉効果の補正（2）Leakage Indexの結合係数のテーブル化手法の改良
藤田 達也; 遠藤 知弘; 山本 章夫
日本原子力学会2013年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2013年03月 - 燃料棒単位BWR炉心計算におけるスペクトル干渉効果の補正
藤田 達也; 遠藤 知弘; 山本 章夫
日本原子力学会2012年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2012年09月 - 逐次網羅的探索手法による燃料棒単位詳細メッシュBWR炉心核計算に適したエネルギー群構造の決定と評価
藤田 達也; 多田 健一; 遠藤 知弘; 山本 章夫; 小坂 進矢; 平野 豪; 野崎 謙一朗
日本原子力学会2011年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2011年09月 - 燃料棒単位詳細メッシュBWR炉心核計算に適したエネルギー群構造の逐次網羅的探索手法の検討
藤田 達也; 多田 健一; 遠藤 知弘; 山本 章夫; 小坂 進矢; 平野 豪; 野崎 謙一朗
日本原子力学会2011年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2011年03月 - BWRにおけるサブチャンネル相当熱水力解析手法の検討
多田 健一; 藤田 達也; 遠藤 知弘; 山本 章夫; 小坂 進矢; 平野 豪; 野﨑 謙一朗
日本原子力学会2010年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2010年09月 - BWR体系における燃料棒単位詳細メッシュ炉心核計算手法のエネルギー群構造の検討
藤田 達也; 大塚 一将; 多田 健一; 遠藤 知弘; 山本 章夫; 小坂 進矢; 平野 豪
日本原子力学会2010年秋の大会, 日本語, 口頭発表（一般）
2010年09月 - 燃料棒単位核定数の合成における燃焼度の取り扱いの検討
藤田 達也; 多田 健一; 山本 章夫; 山根 義宏; 小坂 進矢; 平野 豪
日本原子力学会2010年春の年会, 日本語, 口頭発表（一般）
2010年03月 - 「常陽」関連施設を用いた学生実習プログラム（3）原子炉シミュレータ実験に参加して
藤田 達也; 山根 義宏; 青山 卓史
日本原子力学会2009年春の年会, 日本語, 口頭発表（招待・特別）
2009年03月 - Pin-by-pin体系におけるBWR燃料核定数の作成手法の検討
藤田 達也; 多田 健一; 山本 章夫; 山根 義宏
日本原子力学会 中部支部 研究発表会, 日本語, 口頭発表（一般）
2008年12月
■ 共同研究・競争的資金等の研究課題
- 臨界実験を用いたデータ同化手法の実用化に資する次元削減スキームの構築
科学研究費助成事業
2025年04月01日 - 2029年03月31日
藤田 達也
日本学術振興会, 基盤研究(C), 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 25K08533
その他
- 2025年07月 - 現在
日本原子力学会炉物理部会「SNS活用検討タスクチーム」
タスクチームメンバー - 2025年04月 - 現在
日本原子力学会北海道支部役員
2025.4～現在 幹事（会計） - 2025年04月 - 現在
日本原子力学会核データ部会運営小委員
2025.4～現在 企画担当 - 2025年04月 - 現在
日本原子力学会プログラム編成ワーキンググループ
WGメンバー
2025年秋の大会：部会別専門分野リーダー - 2025年04月 - 現在
日本原子力学会炉物理部会運営小委員
2025.4-2027.3：財務小委員会担当幹事 - 2024年11月 - 現在
JENDL委員会 リアクタ積分WG
専門委員 - 2024年10月 - 2025年03月
日本原子力学会炉物理部会「炉物理部会の役割検討」ワーキンググループ
WG委員 - 日本原子力学会炉物理部会「炉物理ロードマップ調査・検討」ワーキンググループ
原子炉物理分野の研究開発ロードマップ 2017 年版
オブザーバ - JENDL委員会 共分散データ活用促進WG
オブザーバ - OECD/NEA/NSC LWR-UAMベンチマークプロジェクト Phase I
解析結果を提出した貢献者の一人
