研究者基本情報

• 工学博士, 大阪大学, 2015年09月

• https://researchmap.jp/sunghyonjang

• https://jglobal.jst.go.jp/detail?JGLOBAL_ID=202101005287179052
• https://orcid.org/0009-0002-5455-292X

• 90782300

• https://orcid.org/0009-0002-5455-292X

• 202101005287179052

• 学士課程, 工学部
• 修士課程, 工学院
• 博士課程, 工学院

研究活動情報

• 2023年03月, 日本原子力学会リスク部会, 第5回日本原子力学会リスク部会奨励賞
  マルチユニット影響による環境変化を考慮した人的過誤確率に関する研究 – ファジィ推論による熟練度及び手順書の影響評価
  張 承賢
• 2023年03月, 日本原子力学会 北海道支部, 支部奨励賞
  マルチユニット影響による環境変化を考慮した人的過誤率評価（１）ファジィ推論による熟練度及び手順書の影響評価
  張承賢
• 2022年03月, 原子力学会リスク部会, 第3回日本原子力学会リスク部会奨励賞
  ファジ推論を用いてマルチユニット影響を考慮した人的過誤率評価
  張 承賢
• 2021年03月, 日本原子力学会リスク部会, 第1回日本原子力学会リスク部会奨励賞
  余震の影響を考慮した地震と溢水の複合事象の確率論的リスク評価手法
  張 承賢
• 2013年03月, IAEA, IAEA YOUNG SCIENTIST VIDEO AWARD
  Numerical Investigation of Experimental Methodology for Simulating Self-Wastage Phenomenon using Simulant Material
  Sunghyon Jang

• Dynamic probabilistic risk assessment of seismically induced internal flooding considering aftershock effects using physics-based flood propagation and fragility models
  Sunghyon Jang; Jaehyun Cho
  Journal of Nuclear Science and Technology, 2026年08月11日
  英語, 研究論文（学術雑誌）
• Development of methods to model the uncertainty distribution of seismically induced joint failure probability for seismic probabilistic risk assessment
  Shota Soga; Eishiro Higo; Sunghyon Jang; Munemichi Kawaguchi; Hiromichi Miura
  Journal of Nuclear Science and Technology, 2026年07月10日
  研究論文（学術雑誌）
• Subcooled forced convection boiling on a vertical surface and gas-liquid structure near the heat transfer surface
  Sunghyon Jang
  Journal of Nuclear Science and Technology, 2026年03月, ［査読有り］, ［筆頭著者］
• An analytical comparison of the multivariate normal model and the Reed–McCann procedure
  Soga, S.; Higo, E.; Jang, S.; Kawaguchi, M.; Miura, H.
  Reliability Engineering and System Safety, 265, 2026年
  研究論文（学術雑誌）
• A study on quantification for the impact of stress and time margin on human error probability assessment in nuclear power plant using fuzzy inference
  Jang, S.; Sawa, K.
  Nuclear Engineering and Technology, 57, 5, 2025年
  研究論文（学術雑誌）
• Dynamic probabilistic risk assessment of seismic-induced flooding in pressurized water reactor by seismic, flooding, and thermal-hydraulics simulations
  Kubo, K.; Jang, S.; Takata, T.; Yamaguchi, A.
  Journal of Nuclear Science and Technology, 60, 4, 2023年
  研究論文（学術雑誌）
• Simulation-based dynamic probabilistic risk assessment of an internal flooding-initiated accident in nuclear power plant using THALES2 and RAPID
  Kubo, K.; Zheng, X.; Tanaka, Y.; Tamaki, H.; Sugiyama, T.; Jang, S.; Takata, T.; Yamaguchi, A.
  Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers Part O Journal of Risk and Reliability, 237, 5, 2023年
  研究論文（学術雑誌）
• Analysis of steam generator tube rupture accidents for the development of mitigation strategies
  Bang, J.; Choi, G.H.; Jerng, D.-W.; Bae, S.-W.; Jang, S.; Ha, S.J.
  Nuclear Engineering and Technology, 54, 1, 2022年
  研究論文（学術雑誌）
• Quasi-Monte Carlo sampling method for simulation-based dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants
  Kubo, K.; Jang, S.; Takashi, T.; Yamaguchi, A.
  Journal of Nuclear Science and Technology, 59, 3, 2022年
  研究論文（学術雑誌）
• Qualitative Risk Analysis of Primary Containment Vessel Venting using STAMP/STPA,格納容器ベントにおける STAMP/STPA を用いた定性的システムリスク分析
  Hirokawa, N.; Yamaguchi, A.; Takata, T.; Jang, S.
  Transactions of the Atomic Energy Society of Japan, 21, 4, 2022年
  研究論文（学術雑誌）
• Application of continuous Markov-chain Monte-Carlo method to multi-unit risk evaluations considering interdependence of accident progression among multiple units
  Sawada, K.; Yamamoto, A.; Endo, T.; Sato, C.; Maeda, K.; Jang, S.
  Journal of Nuclear Science and Technology, 58, 12, 2021年
  研究論文（学術雑誌）
• Development of source term evaluation method applicable to dynamic PRA,ダイナミック PRA に適用可能なソースターム評価手法の開発
  Nakamura, K.; Jang, S.; Yamaguchi, A.
  Transactions of the Atomic Energy Society of Japan, 19, 1, 2020年
  研究論文（学術雑誌）
• A novel method for risk-informed decision-making under non-ideal Instrumentation and Control conditions through the application of Bayes’ Theorem
  Tan, T.G.; Jang, S.; Yamaguchi, A.
  Reliability Engineering and System Safety, 188, 2019年
  研究論文（学術雑誌）
• Experimental and statistical study on fracture boundary of non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions
  Narukawa, T.; Yamaguchi, A.; Jang, S.; Amaya, M.
  Journal of Nuclear Materials, 499, 2018年
  研究論文（学術雑誌）
• Dynamic scenario quantification for level 2 PRA of sodium-cooled fast reactor based on continuous Markov chain and Monte Carlo method coupled with meta-model of thermal–hydraulic analysis
  Jang, S.; Yamaguchi, A.
  Journal of Nuclear Science and Technology, 55, 8, 2018年
  研究論文（学術雑誌）
• Uncertainty quantification of fracture boundary of pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions
  Narukawa, T.; Yamaguchi, A.; Jang, S.; Amaya, M.
  Nuclear Engineering and Design, 331, 2018年
  研究論文（学術雑誌）
• Risk Assessment Strategy for Decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station
  Yamaguchi, A.; Jang, S.; Hida, K.; Yamanaka, Y.; Narumiya, Y.
  Nuclear Engineering and Technology, 49, 2, 2017年
  研究論文（学術雑誌）
• A Numerical Design and Feasibility Study of Self-Wastage Experiment Using Simulant Material in a Sodium Fast Reactor
  Jang, S.; Takata, T.; Yamaguchi, A.
  Nuclear Engineering and Technology, 48, 2, 2016年
  研究論文（学術雑誌）
• Numerical approach for quantification of selfwastage phenomena in sodium-cooled fast reactor
  Jang, S.; Takata, T.; Yamaguchi, A.; Uchibori, A.; Kurihara, A.; Ohshima, H.
  Nuclear Engineering and Technology, 47, 6, 2015年
  研究論文（学術雑誌）

• 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
• 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
• 応用数学演習Ⅱ, 2024年, 学士課程, 工学部

• 2026年04月 - 現在
  Korea Nuclear Society
• 2015年11月 - 現在
  日本原子力学会

• 小型モジュール炉を対象とした過酷状況下タスク分析モデル・人間信頼性評価モデルの開発
  原子力システム研究開発事業
  2025年10月 - 2028年03月
  張承賢
  文部科学省, 若手, 北海道大学, 研究代表者
• 機械学習と代替統計モデルを用いた原子力発電所重大事故時の事象進展予測モデルの構築
  科学研究費助成事業
  2021年04月01日 - 2023年03月31日
  張 承賢
  本年度の主な研究成果として、原子力重大事故時のシステムの挙動を評価するシビアアクシデント解析コードを用いて事象進展について解析を行い、得られたデータを用いて代替統計モデルを用いた機械学習モデルを構築することであったが、研究機関の移動に伴いシビアアクシデントコードの入手が予定通りできなかったため、主に他の例題を使った代替統計モデルの構築、機械学習の試行を主に実施した。また機械学習用のソフトの導入について検討を行った。
  米国原子力規制委員会が開発したMELCORコードの入手が研究機関の移動に伴い、新しい手続き等が必要なため、今後研究において使用可能であるか不透明であるため、MELCORコードを代替するシビアアクシデント解析コードを検討している状況である。
  日本学術振興会, 若手研究, 北海道大学, 21K14561
• 多数基立地サイトにおけるユニット間の相互影響を考慮した動的リスク評価手法の開発
  科学研究費助成事業
  2018年04月01日 - 2022年03月31日
  張 承賢
  本研究は、マルチユニットシステムにおける固有の影響を考慮した動的リスク評価手法を開発することを目的とし、２つのユニットを持つシステムを対象に、簡易的に表したプラントモデルを使い、外部事象（地震）発生による外部電源喪失事故発生時にマルチユニット影響が事象進展に与える影響について定量的な評価を実施することができた。さらに、確率論的分野において課題となっている人間信頼性評価におけるコンテクストの考慮を評価するため、ベイジアンネットワークとファジィ推論を用いてマルチユニット影響による環境変化が人的過誤確率に与える影響について定量的評価が可能なモデルを構築した。
  日本学術振興会, 若手研究, 18K14157

• 日本原子力学会国際委員会日韓原子力若手研究者交流事業運営小委員会・委員長
  2026年04月01日 - 現在
  企画立案・運営等
  学会・研究会等
• 日本原子力学会リスク部会委員（研究・企画担当）
  2017年04月 - 現在
  企画立案・運営等
  学会・研究会等
• NTHAS14（14th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety）LOC member & Student seminar Chair
  2025年 - 2026年11月25日
  企画立案・運営等, その他
  大会・シンポジウム等
• 日本原子力学会国際委員会日韓原子力若手研究者交流事業運営小委員会・副委員長
  2017年04月 - 2026年03月31日
  企画立案・運営等
  学会・研究会等
• テクニカルプログラム委員会メンバー
  2024年09月01日 - 2025年08月31日
  企画立案・運営等
  学会・研究会等
  ASRAM2025 Organizing comittee
• 幹事
  2025年05月31日
  学術調査立案・実施
  学術調査
  日本原子力学会「原子炉過酷事故に対する機構論的解析技術」研究専門委員会
• 日本原子力学会熱流動部会委員（広報担当）
  2023年04月01日 - 2025年03月31日
  企画立案・運営等
  学会・研究会等
• 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-12)
  2020年11月 - 2022年11月
  企画立案・運営等
  大会・シンポジウム等
  組織委員会