Updated on 2025/06/11

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ARIMA TATSUMI
 
Organization
Faculty of Engineering Department of Applied Quantum Physics and Nuclear Engineering Assistant Professor
School of Engineering （Concurrent）
Graduate School of Engineering （Concurrent）
Title
Assistant Professor
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メールアドレス
Tel
0928023496
Profile
研究活動 1. 原子炉材料 核燃料の熱物性評価および超高温物性測定装置の開発、照射後試験、被覆管材料の腐食試験、サーメット燃料の開発 2. 計算科学 分子動力学法および第一原理計算による燃料・廃棄物物性の予測 教育活動 核燃料工学、量子物理工学実験、量子理工学演習、創造科学工学基礎実験、課題集約演習、プログラミング演習(H26-H28)、自然科学総合実験(R3-R4)を主に担当
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Research Areas

  • Energy Engineering / Nuclear engineering

Degree

  • doctor of engineering

Education

  • University of Tsukuba   工学研究科   物理工学

    - 1994

    　 More details

    Country：Japan

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  • University of Tsukuba   Graduate School, Division of Engineering  

    - 1994

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  • University of Tsukuba   基礎工学部   物理工学

    - 1989

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    Country：Japan

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  • University of Tsukuba   Faculty of Engineering Science  

    - 1989

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Research Interests・Research Keywords

  • Research theme： 高温物性

    Keyword： 高温物性

    Research period： 2024

  • Research theme： 計算科学

    Keyword： 計算科学

    Research period： 2024

  • Research theme： 核燃料

    Keyword： 核燃料

    Research period： 2024

  • Research theme： Environmental evaluation

    Keyword： Environmental evaluation

    Research period： 2024

  • Research theme： Nuclear fuel engineering

    Keyword： Nuclear fuel engineering

    Research period： 2024

  • Research theme： Research and development of ultra-high temperature ceramics

    Keyword： ceramics, composite, melting point, arc-melting

    Research period： 2022.4 - 2026.3

  • Research theme： Development of laser decontamination technique for decommissioning of nuclear fuel handling facilities

    Keyword： laser, decontamination, nuclear fuel

    Research period： 2018.4 - 2025.3

  • Research theme： Corrosion behavior of SUS304L stainless steel by NaNO3

    Keyword： corrosion, oxidation, stainless steel, NaNO3

    Research period： 2016.12 - 2020.3

  • Research theme： Evaluation of the thermal properties of waste glasses

    Keyword： zeolite, glass, thermal conductivity

    Research period： 2015.12 - 2022.3

  • Research theme： Development of recovery method for out-of-specification MOX fuels using Pu-Si oxide compounds

    Keyword： Pu-Si oxide compound, recovery, out-of-specification fuel

    Research period： 2011.4 - 2017.3

  • Research theme： Development of measurement apparatus of high temperature properties of materials

    Keyword： nuclear fuel, molten salt, melting point, viscosity, surface tension

    Research period： 2010.4 - 2022.3

  • Research theme： Research and development of manufacturing of inert matrix fuels

    Keyword： sol-gel, internal gelation process, zirconia particles, zirconium nitride, melting point, thermal conductivity, heat capacity

    Research period： 2006.4 - 2025.3

  • Research theme： Calculation of phase diagram of metallic fuels by CALPHAD method

    Keyword： CALPHD method, phase diagram, metallic fuel, safety analysis

    Research period： 2006.4 - 2022.3

  • Research theme： Evaluation of atomistic and electronic properties of actinide metal, compound and complex by computaional　science

    Keyword： molecular dynamics simulation, first principle calculation, parallel computing

    Research period： 2006.4 - 2022.3

  • Research theme： Study on oxidation process of zirconium-based alloys

    Keyword： zirconium-based alloy, oxidation, phase transition

    Research period： 2006.4 - 2014.3

Awards

  • 論文賞

    2019.9   日本年度学会   分子動力学法によるモンモリロナイト層間中の水とイオンの物性評価ー拡散モデルへの反映ー

Papers

  • Development of a passive safety shutdown device to prevent core damage accidents in fast reactors; performance of the device in reactivity control and nuclear material management

    Sagara Hiroshi, Kawashima Masatoshi, Morita Koji, Liu Wei, Arima Tatsumi, Arita Yuji, Sato Isamu, Matsuura Haruaki, Sekio Yoshihiro

    Progress in Nuclear Science and Technology   7 ( 0 )   34 - 40   2025.3   （ ISSN:21854823 ）

    　More details

    Language：English   Publisher：Atomic Energy Society of Japan  

    A new subassembly-type passive reactor shutdown device is proposed to expand the diversity and robustness of core disruptive accident prevention measures for sodium-cooled fast reactors (SFRs). The objectives of the present paper are to evaluate the device in reactivity control based on design requirements for selecting candidate materials and specifications in anticipated transient without scram (ATWS) of a 750MWe class SFR, and the ex-core performance evaluation of the device fuel in nuclear material management. As results, based on the examination of the functions and roles of the device fuel during rated power operation, the reference specifications for the alloy-fueled device has been selected as ternary U-Pu-10at%Fe alloy with Pu enrichment of 25% in device fuel zone, and ternary U-Pu-10wt.%Zr alloy with Pu enrichment of 50% in preheating zone. With this reference device, reactivity control effectiveness was confirmed against unprotected loss of flow (ULOF) and unprotected transient overpower (UTOP) accidents. As for the ex-core performance in nuclear material management, the attractiveness of the device was evaluated as the same category of MOX fuel for states and non-state actors, no additional measures would be required in the reactor plant. Non-Destructive Assay (NDA) techniques would be significant for nuclear safeguards verification and for quality assurance.

    DOI： 10.15669/pnst.7.34

    CiNii Research

  • Aqueous dissolution rate of nuclear waste glasses as a function of aqueous Si concentration and pH

    Inagaki, Y; Arima, T; Matsubara, R; Ohkubo, T

    MATERIALS LETTERS   382   2025.3   （ ISSN:0167-577X eISSN:1873-4979 ）

    　More details

    Publisher：Materials Letters  

    The aqueous dissolution rate was measured precisely for two kinds of reference nuclear waste glasses, ISG and P0798, as a function of aqueous Si concentration and pH of a solution by using the micro-channel flow-through test method with Si isotopes. The glass dissolution rate determined from the Si dissolution rate decreased with increasing aqueous Si concentration at pH 9. In contrast, the dissolution rate at pH 4 was not affected by the Si concentration or increased slightly with an increase in the Si concentration. Therefore, the glass dissolution mechanism with the altered surface properties depended sensitively on pH, causing large changes in the glass dissolution kinetics.

    DOI： 10.1016/j.matlet.2024.137797

    Web of Science

    Scopus

  • Flexible waste management system for the future application of MA P&T technology to the current hight-level liquid waste Reviewed International journal

    Tetsuo Fukasawa, Akihiro Suzuki, Yoichi Endo, Yaohiro Inagaki, Tatsumi Arima, Yusa Muroya, Keita Endo, Daisuke Watanabe, Tatsuo Matsumura, Katsunori Ishii, Junichi Yamashita

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY   61 ( 3 )   303 - 317   2024.6   （ ISSN:0022-3131 eISSN:1881-1248 ）

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)   Publisher：Journal of Nuclear Science and Technology  

    The flexible waste management (FWM) system has been proposed in order to apply the partitioning and transmutation (P&T) technology for minor actinides (MA) to the current high-level liquid waste (HLLW). This system consists of HLLW calcination to produce easy-to-dissolve granule; its temporary storage is required until the P&T technology deployment and re-dissolution of the granule to remove MA from HLLW after the future P&T technology deployment. The fundamental experiments were conducted to clarify the applicability of FWM system to the current HLLW, and the results indicate the technological validity of the system. The evaluations were carried out for the reduction of storage amount, potential radiotoxicity, and repository area of high-level waste.

    DOI： 10.1080/00223131.2023.2226673

    Web of Science

    Scopus

  • Uranium–plutonium–americium cation interdiffusion in polycrystalline (U,Pu,Am)O2±x mixed oxides Reviewed International journal

    Romain Vauchy, Taku Matsumoto, Shun Hirooka, Hiroki Uno, Tetsuya Tamura, Tatsumi Arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, Hiroki Nakamura, Masahiko Machida, Tatsutoshi Murakami, Masato Kato

    Journal of Nuclear Materials   588   154786 - 154786   2024.1   （ ISSN:0022-3115 eISSN:1873-4820 ）

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)   Publisher：Elsevier BV  

    Diffusion couples made of dense polycrystalline U1−αPuα−βAmβO2±γ/U1−yPuy−zAmzO2±x oxides were annealed in various thermodynamic conditions (temperature, oxygen partial pressure), and for different durations. The associated actinide redistribution was quantified using Electron Probe Micro-Analysis (EPMA). Average diffusion profiles were obtained from elemental U, Pu, and Am X-ray maps and the resulting interdiffusion coefficients were calculated, then analyzed at the light of our model of point defect chemistry.

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2023.154786

    Web of Science

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  • LEACHING BEHAVIOR OF SIMULATED FUEL DEBRIS BY MICROCHANNEL FLOWTHROUGH METHOD

    Idemitsu Kazuya, Inagaki Yaohiro, Arima Tatsumi, Konashi Kenji, Nagai Yasuyoshi

    Proceedings of the International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research   2024 ( 0 )   1029   2024   （ eISSN:2759047X ）

    　More details

    Language：English   Publisher：The Japan Society of Mechanical Engineers  

    <p>Leaching tests of simulated fuel debris (CeO<sub>2</sub>, (Ce, Fe)O<sub>2</sub>, (U, Zr)O<sub>2</sub> and (U, Zr, Ca)O<sub>2</sub>) were conducted by using the microchannel flow-through method. The pellet-shaped specimens were fixed with epoxy resin and polished. A Teflon sheet 0.16 mm thick with a slit 2 mm wide and 20 mm long was attached to the polished surface of the specimen, then various solutions, leachant, were passed through the slit at 6 μL/min as a microchannel. Samples of solutions, leachate, were collected every 3 hours, diluted with 2% nitric acid, and analyzed for Ce or U using ICP-MS to determine the dissolution rate.</p><p>The (U, Zr)O<sub>2</sub> specimens separated into two phases when Zr was above 25%, while the (U,Zr,Ca)O<sub>2</sub>) specimen was a single-phase up to about 50% Zr, due to the presence of a few % of Ca. The porosity of the phase-separated specimens was more than 10%, whereas the porosity of the single-phase specimens was only a few percent.</p><p>Single-phase specimens show smaller dissolution rates than multi-phase specimens. This is due to the formation of cracks and voids in the specimen by density change during phase transformation, which increases the contact area. The dissolution rate of UO<sub>2</sub> is larger than of CeO<sub>2</sub> even for the same single-phase specimen and porosity. This could be because uranium is in a highly soluble oxidation state, while cerium remains in a less soluble tetravalent state. In the case of uranium-based single-phase specimens, the dissolution rate tended to be lower with higher Zr composition. When the leachant was 1M NaCl solution, the dissolution rate of CeO<sub>2</sub> was slightly larger than that for pure water. Conversely, the normalized dissolution rate of uranium simulated debris was smaller for 1M NaCl solution than for pure water. This might be because uranium reacts with the NaCl component to form a protective film. SEM observation of the surface of the leached portion of the specimen before and after the leaching test showed elution of fine particles less than 1 μm in diameter and elution from the edge of the specimen. No significant dissolution of individual phases was observed in multi-phase specimens. Although the actual fuel debris initially contacted with seawater and then with freshwater, it is highly likely that particles of a few micrometers in diameter were dissolved. However, fuel debris larger than a few mm can be considered to dissolve only a part of the surface.</p>

    DOI： 10.1299/jsmefdr.2024.0_1029

    CiNii Research

  • Development of a Passive Reactor Shutdown Device to Prevent Core Disruptive Accidents in Fast Reactors: A Study on Device Specifications Reviewed International journal

    K. Morita, W. Liu, T. Arima, Y. Arita, I. Sato, H. Matsuura, Y. Sekio, H. Sagara

    Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science   9 ( 4 )   041102-1 - 041102-9   2023.10   （ ISSN:2332-8983 eISSN:2332-8975 ）

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)   Publisher：ASME International  

    Abstract

    A new subassembly type passive reactor shutdown device is proposed to expand the diversity and robustness of core disruptive accident prevention measures for sodium-cooled fast reactors (SFRs). The device contains pins with a fuel material that is in a solid state during normal operation but melts and fluidizes during an unprotected loss of flow (ULOF) or unprotected transient overpower (UTOP) accident. By rapidly transferring the liquefied device fuel into the lower plenum region of the pins via gravitation alone, the device passively provides high negative reactivity to the core. This study evaluated the nuclear and thermal properties of the device subassembly with metallic fuel to determine the device specifications for proper device operation during ULOF and UTOP accidents. The results of the transient analysis of the ULOF initiating phase in a 750-MWel-class mixed-oxide-fueled SFR core confirmed that a conventional homogeneous core maintains stable cooling of the core before coolant boiling in the driver fuel subassemblies. In contrast, the negative reactivity required to terminate the event by device operation was slightly higher in the low sodium void reactivity core than in the conventional homogeneous core.

    DOI： 10.1115/1.4056854

    Web of Science

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  • Long-term diffusion of neptunium and other elements in compacted bentonite reveals filtration Reviewed International journal

    K. Idemitsu, Y. Inagaki, T. Arima

    MRS Advances   6 ( 6 )   214 - 223   2023.6   （ ISSN:2731-5894 eISSN:2059-8521 ）

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    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)   Publisher：Springer Science and Business Media LLC  

    The flow-through method and the profile method are used for determining diffusion coefficients. If the diffusion coefficient is small, only the profile method is suitable. In the profile method, the apparent diffusion coefficient can be obtained by setting an appropriate diffusion period. However, if an experiment is conducted with a longer diffusion period, the apparent diffusion coefficient may appear small. This phenomenon is observed in the diffusion of neptunium in compacted bentonite in an atmosphere with high carbonate ion concentrations. One interpretation is that the neptunyl carbonate complex can only pass through a limited size of pores in the compacted bentonite because the complex is so large and negatively charged. In this work, a long-term diffusion experiment was conducted over 3 years, and the diffusion profile of neptunium in compacted bentonite was exponential owing to filtration and did not change over time. Exponential profiles were also observed for large oxoanions, such as molybdate ions, and for plutonium in a 20-year iron corrosion environment. Graphical abstract: [Figure not available: see fulltext.].

    DOI： 10.1557/s43580-023-00501-9

    Web of Science

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    Other Link： https://link.springer.com/article/10.1557/s43580-023-00501-9/fulltext.html

  • Development of a Passive Reactor Shutdown Device to Prevent Core Disruptive Accidents in Fast Reactors: A Preliminary Study

    Koji Morita, Wei Liu, Tatsumi Arima, Yuji Arita, Isamu Sato, Haruaki Matsuura, Yoshihiro Sekio, Hiroshi Sagara, Masatoshi Kawashima

    Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science   9 ( 2 )   2023.4   （ ISSN:2332-8983 eISSN:2332-8975 ）

    　More details

    Publishing type：Research paper (scientific journal)   Publisher：ASME International  

    Abstract

    Following the Fukushima Nuclear Power Plant accident in 2011, it has become increasingly important for reactor safety designs to consider measures that can prevent the occurrence of severe accidents. This report proposes a novel subassembly-type passive reactor shutdown device that expands the diversity and robustness of core disruptive accident (CDA) prevention strategies for sodium-cooled fast reactors. The developed device contains pins with a fuel material that is in the solid state during normal operation but melts into a liquid when the temperature exceeds a certain value (i.e., during a potential accident). When an unprotected loss of flow (ULOF) or unprotected transient overpower (UTOP) accident occurs, the device can passively provide significant negative reactivity by rapidly transferring liquefied device fuel into the lower plenum region of the pins via gravitation alone. The reactors containing some of the proposed devices in place of original fuel subassemblies become subcritical before the driver fuels are damaged, even if ULOF or UTOP transient events occur. The present study evaluates candidate materials for device fuels (e.g., metallic alloy, chloride), optimal device pin structures for liquefied fuel relocation, and nuclear and thermal-hydraulic characteristics of the device-loaded core under accident conditions to demonstrate the engineering applicability of the proposed device. This report discusses preliminary results regarding the nuclear requirements for inducing negative reactivity to achieve reactor shutdown under the expected device conditions during an accident.

    DOI： 10.1115/1.4056834

    Web of Science

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  • Development of a Passive Reactor Shutdown Device to Prevent Core Disruptive Accidents in Fast Reactors: A Study on Device Specifications

    Morita Koji, Liu Wei, Arima Tatsumi, Arita Yuji, Sato Isamu, Matsuura Haruaki, Sekio Yoshihiro, Sagara Hiroshi, Kawashima Masatoshi

    Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science   9 ( 4 )   041102   2023.3   （ ISSN:23328983 eISSN:23328975 ）

    　More details

    Language：English   Publisher：ASME International  

    A new subassembly type passive reactor shutdown device is proposed to expand the diversity and robustness of core disruptive accident prevention measures for sodium-cooled fast reactors (SFRs). The device contains pins with a fuel material that is in a solid state during normal operation but melts and fluidizes during an unprotected loss of flow (ULOF) or unprotected transient overpower (UTOP) accident. By rapidly transferring the liquefied device fuel into the lower plenum region of the pins via gravitation alone, the device passively provides high negative reactivity to the core. This study evaluated the nuclear and thermal properties of the device subassembly with metallic fuel to determine the device specifications for proper device operation during ULOF and UTOP accidents. The results of the transient analysis of the ULOF initiating phase in a 750-MWel-class mixed-oxide-fueled SFR core confirmed that a conventional homogeneous core maintains stable cooling of the core before coolant boiling in the driver fuel subassemblies. In contrast, the negative reactivity required to terminate the event by device operation was slightly higher in the low sodium void reactivity core than in the conventional homogeneous core.

    CiNii Research

  • Development of a Passive Reactor Shutdown Device to Prevent Core Disruptive Accidents in Fast Reactors: A Preliminary Study

    Morita Koji, Liu Wei, Arima Tatsumi, Arita Yuji, Sato Isamu, Matsuura Haruaki, Sekio Yoshihiro, Sagara Hiroshi, Kawashima Masatoshi

    Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science   9 ( 2 )   021301   2023.3   （ ISSN:23328983 eISSN:23328975 ）

    　More details

    Language：English   Publisher：ASME International  

    Following the Fukushima Nuclear Power Plant accident in 2011, it has become increasingly important for reactor safety designs to consider measures that can prevent the occurrence of severe accidents. This report proposes a novel subassembly-type passive reactor shutdown device that expands the diversity and robustness of core disruptive accident (CDA) prevention strategies for sodium-cooled fast reactors. The developed device contains pins with a fuel material that is in the solid state during normal operation but melts into a liquid when the temperature exceeds a certain value (i.e., during a potential accident). When an unprotected loss of flow (ULOF) or unprotected transient overpower (UTOP) accident occurs, the device can passively provide significant negative reactivity by rapidly transferring liquefied device fuel into the lower plenum region of the pins via gravitation alone. The reactors containing some of the proposed devices in place of original fuel subassemblies become subcritical before the driver fuels are damaged, even if ULOF or UTOP transient events occur. The present study evaluates candidate materials for device fuels (e.g., metallic alloy, chloride), optimal device pin structures for liquefied fuel relocation, and nuclear and thermal-hydraulic characteristics of the device-loaded core under accident conditions to demonstrate the engineering applicability of the proposed device. This report discusses preliminary results regarding the nuclear requirements for inducing negative reactivity to achieve reactor shutdown under the expected device conditions during an accident.

    CiNii Research

  • DEVELOPMENT OF A PASSIVE REACTOR SHUTDOWN DEVICE TO PREVENT CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS IN FAST REACTORS: (2) A STUDY ON SELECTING CANDIDATE FUEL MATERIALS FOR THE BASIC DEVICE SPECIFICATIONS

    Sagara H., Kawashima M., Arita Y., Sato I., Matsuura H., Morita K., Liu W., Arima T., Sekio Y.

    International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE   2023-May   2023   （ ISBN:9784888982566 ）

    　More details

    Publisher：International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE  

    Feasibility of a concept of innovative subassembly-type passive-reactor-shutdown device has been studied, targeting to strengthen safety-"diversity" and -"robustness" of measures to prevent core damage accidents in sodium-cooled fast reactors. We have investigated target measures to achieve inherent safety capability under unscrammed (Anticipated Transient without Scram; ATWS) events in a 750MWe class mixed oxide-fuel fast reactors. As the countermeasure to prevent occurrence of core disruptive accidents (CDAs), we have built a basic proposal of this passive device designs, taking into accounts for engineering restrictions to be required in some design phase. Two types of the devise subassembly are discussed in this work; one device utilizes metal-fuel-alloys and another device salt compound to meet required passive capability. In this study we have determined the basic specifications of device fuel materials for alloy-type Pu-U-Fe alloy and salt-type (U-Pu) Cl3, respectively. Ternary Pu-U-Zr alloy is selected for the candidate fuel materials used in the pre-heating pins placed within this device subassembly. Through the studies, it has been suggested that the effectiveness and applicability of U-Pu-Fe alloys and low-enriched U (LEU) -Fe alloys as device fuels span a wide range of fast reactors to enhance safety tolerances against CDAs.

    Scopus

  • DEVELOPMENT OF A PASSIVE REACTOR SHUTDOWN DEVICE TO PREVENT CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS IN FAST REACTORS:

    Sagara Hiroshi, Kawashima Masatoshi, Morita Koji, Liu Wei, Arima Tatsumi, Arita Yuji, Sato Isamu, Matsuura Haruaki, Sekio Yoshihiro

    The Proceedings of the International Conference on Nuclear Engineering (ICONE)   2023.30 ( 0 )   1811   2023   （ eISSN:24242934 ）

    　More details

    Language：English   Publisher：The Japan Society of Mechanical Engineers  

    <p>Feasibility of a concept of innovative subassembly-type passive-reactor-shutdown device has been studied, targeting to strengthen safety-"diversity" and -"robustness" of measures to prevent core damage accidents in sodium-cooled fast reactors. We have investigated target measures to achieve inherent safety capability under unscrammed (Anticipated Transient without Scram; ATWS) events in a 750MWe class mixed oxide-fuel fast reactors. As the countermeasure to prevent occurrence of core disruptive accidents (CDAs), we have built a basic proposal of this passive device designs, taking into accounts for engineering restrictions to be required in some design phase. Two types of the devise subassembly are discussed in this work; one device utilizes metal-fuel-alloys and another device salt compound to meet required passive capability.</p><p>In this study we have determined the basic specifications of device fuel materials for alloy-type Pu-U-Fe alloy and salt-type (U-Pu) Cl<sub>3</sub>, respectively. Ternary Pu-U-Zr alloy is selected for the candidate fuel materials used in the pre-heating pins placed within this device subassembly. Through the studies, it has been suggested that the effectiveness and applicability of U-Pu-Fe alloys and low-enriched U (LEU) -Fe alloys as device fuels span a wide range of fast reactors to enhance safety tolerances against CDAs.</p>

    DOI： 10.1299/jsmeicone.2023.30.1811

    CiNii Research

  • DEVELOPMENT OF A PASSIVE REACTOR SHUTDOWN DEVICE TO PREVENT CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS IN FAST REACTORS: (1) SAFETY ANALYSIS OF DEVICE-LOADED CORES WITH DIFFERENT FUEL MATERIALS

    Morita K., Liu W., Arima T., Sato I., Matsuura H., Sekio Y., Arita Y., Sagara H., Kawashima M.

    International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE   2023-May   2023   （ ISBN:9784888982566 ）

    　More details

    Publisher：International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE  

    A new subassembly-type passive reactor shutdown device has been proposed to expand the versatility and robustness of core disruptive accident prevention measures for sodium-cooled fast reactors (SFRs). This device can passively provide a large negative reactivity to the core by rapidly transferring the device fuel, which liquefies as the core temperature rises during an accident, to the lower plenum region of the device pins using only simple physical phenomena such as gravity falls. The fuel used in this device is assumed to be a metal alloy or chloride with the characteristics of fast reactor fuel and a relatively low melting point. In this study, the transient response analysis of the initiating phase during a typical unprotected loss of flow (ULOF) event was performed for a device loaded core of 750 MWe-class MOX fuel SFR, and the effect of different device fuel materials on the event termination was investigated. The results indicate that, no matter what device fuel material is used, it is expected to be possible to terminate the ULOF event without coolant sodium boiling in the core during the initiating phase of the event by replacing about 30 of the 286 fuel subassemblies in the core with device fuel subassemblies.

    Scopus

  • DEVELOPMENT OF A PASSIVE REACTOR SHUTDOWN DEVICE TO PREVENT CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS IN FAST REACTORS:

    Morita Koji, Liu Wei, Arima Tatsumi, Arita Yuji, Sato Isamu, Matsuura Haruaki, Sekio Yoshihiro, Sagara Hiroshi, Kawashima Masatoshi

    The Proceedings of the International Conference on Nuclear Engineering (ICONE)   2023.30 ( 0 )   1582   2023   （ eISSN:24242934 ）

    　More details

    Language：English   Publisher：The Japan Society of Mechanical Engineers  

    <p>A new subassembly-type passive reactor shutdown device has been proposed to expand the versatility and robustness of core disruptive accident prevention measures for sodium-cooled fast reactors (SFRs). This device can passively provide a large negative reactivity to the core by rapidly transferring the device fuel, which liquefies as the core temperature rises during an accident, to the lower plenum region of the device pins using only simple physical phenomena such as gravity falls. The fuel used in this device is assumed to be a metal alloy or chloride with the characteristics of fast reactor fuel and a relatively low melting point. In this study, the transient response analysis of the initiating phase during a typical unprotected loss of flow (ULOF) event was performed for a device loaded core of 750 MWe-class MOX fuel SFR, and the effect of different device fuel materials on the event termination was investigated. The results indicate that, no matter what device fuel material is used, it is expected to be possible to terminate the ULOF event without coolant sodium boiling in the core during the initiating phase of the event by replacing about 30 of the 286 fuel subassemblies in the core with device fuel subassemblies.</p>

    DOI： 10.1299/jsmeicone.2023.30.1582

    CiNii Research

  • Liquid decontamination using acidic electrolyzed water for various uranium-contaminated steel surfaces in dismantled centrifuge Reviewed International journal

    H. Sakasegawa, M. Nomura, K. Sawayama, T. Nakayama, Y. Yaita, H. Yonekawa, N. Kobayashi, T. Arima, T. Hiyama, E. Murata

    Progress in Nuclear Energy   153   104396   2022.11   （ ISSN:0149-1970 eISSN:1878-4224 ）

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)   Publisher：Progress in Nuclear Energy  

    When dismantling centrifuges in uranium-enrichment facilities, decontamination techniques must be developed to selectively remove uranium-contaminated surfaces of dismantled parts. Dismantled uranium-contaminated parts can be disposed of as nonradioactive wastes or recycled after the decontamination appropriate for clearance. Previously, we developed a liquid-decontamination technique using acidic electrolyzed water to remove uranium-contaminated surfaces. However, further development is required for its actual application. Dismantled parts contain various uranium-contaminated surface features due to different operating conditions, inhomogeneous decontamination using iodine-heptafluoride gas, and changes in long-term storage conditions after dismantling. In this study, we performed the liquid decontamination on specimens with various uranium-contaminated surfaces cut from a centrifuge made of low-carbon steel. The results revealed that the liquid decontamination effectively removed the uranium-contaminated surfaces, and the radioactivity fell below the target value within 20 min. Although the required time also depends on the sizes and shapes of the dismantled parts in actual application, we demonstrated that the proposed method would be an effective decontamination technique for uranium-contaminated steels in dismantled centrifuges.

    DOI： 10.1016/j.pnucene.2022.104396

    Web of Science

    Scopus

  • Effect of carbonate on the migration behavior of neptunium in compacted bentonite Reviewed International journal

    K. Idemitsu, H. Arimitsu, M. Hirakawa, K. Yoshida, Y. Inagaki, T. Arima

    MRS Advances   6 ( 7-8 )   140 - 143   2022.3   （ ISSN:2731-5894 eISSN:2059-8521 ）

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    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)   Publisher：Springer Science and Business Media LLC  

    The diffusion behavior of neptunium (Np) in compacted bentonite with bicarbonate was investigated at various NaHCO3 concentrations. Typical Japanese purified Na-bentonite, Kunipia-F, which contains approximately 95 wt % montmorillonite, was used. The Na-bentonite was compacted with a jig into cylindrical pellets 10 mm in diameter and 10 mm high with dry densities of 0.7 to 1.4 Mg/m3. Each pellet was inserted into an acrylic resin column and saturated with carbonated water containing 0.25 to 1.0 M NaHCO3 for more than 1 month. The bottom interface of the compacted bentonite saturated with carbonated water was spiked with 5 µL of tracer solution containing 10 ppb of Np in 0.1 M HNO3, and the diffusion periods were in the range of 2.7 years. After the diffusion period, the bentonite specimen was pushed out of the column and cut into 0.3- to 1.0-mm-thick slices. Each slice was submerged in 1 N HNO3 to extract the tracer ion and the liquid phase was separated by centrifugation. The supernatant was analyzed for Np by inductively coupled plasma-tandem mass spectrometry. The Np concentration profile increased over time and reached the final profile in 2 years. The final profile showed logarithmic decay with a decay or filtration coefficient of 3.2 ± 0.1 mm−1. This final profile indicated that Np could diffuse but would be filtered by the bentonite medium. Np may exist as carbonate complexes, which could be larger than the pores constituting the diffusion path.

    DOI： 10.1557/s43580-022-00210-9

    Web of Science

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    Other Link： https://link.springer.com/article/10.1557/s43580-022-00210-9/fulltext.html

  • DEVELOPMENT OF A PASSIVE REACTOR SHUTDOWN DEVICE TO PREVENT CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS IN FAST REACTORS: A STUDY ON BASIC DEVICE SPECIFICATIONS

    Morita K., Liu W., Arima T., Sato I., Matsuura H., Sekio Y., Arita Y., Sagara H., Kawashima M.

    International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE   4   2022   （ ISBN:9784888982566 ）

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    Publisher：International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE  

    A new subassembly-type passive reactor shutdown device is proposed to expand the diversity and robustness of core disruptive accident prevention measures for sodium-cooled fast reactors (SFRs). The device contains pins with a fuel material that is in a solid state during normal operation but melts and fluidizes during an unprotected loss of flow (ULOF) or unprotected transient overpower (UTOP) accident. By rapidly transferring the liquefied device fuel into the lower plenum region of the pins via gravitation alone, the device can passively provide a large negative reactivity to the core. In this study, the nuclear and thermal properties of the device subassembly with metallic fuel were evaluated to determine the basic device specifications for proper device operation during ULOF and UTOP accidents. The results of the transient analysis of the ULOF initiating phase in a 750-MWe-class MOX-fueled SFR core showed that a conventional homogeneous core can maintain stable cooling of the core prior to coolant boiling in the driver fuel subassemblies. On the other hand, the negative reactivity required to terminate the event by device operation was found to be slightly larger in the low sodium void reactivity core than in the conventional homogeneous core.

    DOI： 10.1115/ICONE29-91812

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  • Crystal structure of U1-yLnyO2-x (Ln = Gd, Er) solid solution Reviewed International journal

    #M.V. Pham, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu, D. Akiyama, T. Nagai, Y. Okamoto

    Journal of Nuclear Materials   556   153189   2021.12

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2021.153189

  • Speciation by XANES of copper migrated into compacted bentonite using electromigration techniques Reviewed International journal

    K. Idemitsu, K. Yoshida, Y. Inagaki, T. Arima

    MRS Advances   6   80 - 83   2021.2

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    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

    DOI： https://doi.org/10.1557/s43580-021-00026-z

  • Evaluation of Structural and Thermal Properties of Ce1-yGdyO2-x Solid Solution Reviewed International journal

    M.V. Pham, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    International Journal of Thermophysics   41 ( 8 )   111   2020.8

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： https://doi.org/10.1007/s10765-020-02689-6

  • Evaluation of mechanical properties of (Ce,Gd)O2-x as surrogate for (U,Gd)O2-x solid solutions Reviewed International journal

    M.V. Pham, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    International Conference on Nuclear Engineering   2019.5

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    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

  • Evaluation of melting behavior in the system UO2-ZrO2: Molecular dynamics simulation Reviewed International journal

    T. Arima, J. Miyachi, M.V. Pham, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    International Conference on Nuclear Engineering   2019.5

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    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

  • 分子動力学法によるモンモリロナイト層間中の水とイオンの物性評価─拡散モデルへの反映─ Reviewed

    四辻　健治、舘　幸男、河村　雄行、有馬 立身、佐久間 博

    粘土科学   58   8 - 25   2019.4

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    Language：Japanese   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Effect of Carbonate on the Migration Behavior of Strontium in Compacted Bentonite Reviewed International journal

    K. Idemitsu, R. Yamada, M. Hirakawa, Y. Kakoi, H. Arimitsu, Y. Inagaki, T. Arima

    MRS Advances   4   1021 - 1027   2019.4

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Vitrification processes of simulated cesium sorbing zeolite waste Reviewed International journal

    R. Kimura, Y. Inagaki, K. Idemitsu, T. Arima

    Progress in Nuclear Energy   108   497 - 502   2018.4

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Effect of Carbonate on the Migration Behavior of Lanthanides in Compacted Bentonite Reviewed International journal

    K. Idemitsu, K. Fujii, N. Maeda, Y. Kakoi, N. Okubo, Y. Inagaki, T. Arima

    MRS Advances   ３   1155 - 1160   2018.4

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Stability of Montmorillonite Edge Faces Studied Using Firstprinciples Calculations Reviewed

    H. Sakuma, Y. Tachi, K. Yotsuji, S. Suehara, T. Arima, N. Fujii, K. Kawamura, A. Honda

    Clay and Clay Minerals   65   252 - 272   2017.8

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • UO2-ZrO2固溶体の融点および熱伝導率の分子動力学解析 Reviewed

    有馬　立身

    Journal of Computer Chemistry, Japan   14   97 - 104   2017.7

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    Language：Japanese   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Plutonium Migration in Compacted Bentonite with Iron Corrosion for 15 Years Reviewed

    Kazuya Idemitsu, Noriya Okubo, Yaohiro Inagaki, Tatsumi Arima, Daisuke Akiyama, Kenji Konashi, Makoto Watanabe

    MRS Advances   2 ( 12 )   693 - 698   2017.1

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    In disposal of high-level radioactive waste, carbon steel overpack will be corroded after closure of the repository, creating a reducing, low-pH environment around the repository. A plutonium diffusion experiment was performed over 15 years with Kunigel V1, which is a typical Japanese bentonite that contains about 50% montmorillonite, in contact with an iron coupon. A tracer solution (10 L) containing 1 kBq of 238Pu was applied at the interface between the iron coupon and compacted bentonite that was saturated with deionized water. After the diffusion period, the plutonium distribution in the bentonite specimen was measured with an alpha scintillation counter, and the iron and sodium distributions were obtained by inductively coupled plasma-mass spectrometry. Plutonium penetrated into the bentonite to a depth of 2 mm, and more than 90% of plutonium remained in corrosion product at the interface. The bentonite around the interface was dark green like green rust or magnetite according to visual observation. Iron was detected throughout the bentonite and there was a particularly high iron concentration from the interface to a depth of 2 mm, whereas the sodium concentration decreased slightly from the interface to 2 mm. We proposed that ferrous ions diffused into bentonite as the iron coupon corroded and precipitated such as magnetite. The magnetite precipitation would decrease the bentonite pH, resulting in the dissolution and migration of plutonium. Small cracks were also observed 2 to 6 mm from the interface and could have been formed by the migration of hydrogen generated by corrosion.

    DOI： 10.1557/adv.2017.12

  • Diffusion and Adsorption of uranyl ion in Clays: Molecular Dynamics Study Reviewed International journal

    tatsumi arima, Kazuya Idemitsu, Yaohiro Inagaki, katsuyuki kawamura, yukio tachi, kenji yotsuji

    Progress in Nuclear Energy   92   286 - 297   2016.3

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    Repository Public URL： https://hdl.handle.net/2324/7173535

  • Molecular dynamics calculations of heat conduction in actinide oxides under thermal gradient Invited Reviewed International journal

    tatsumi arima

    PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY   85   271 - 276   2015.11

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/j.pnucene.2015.06.012

  • UO2-ZrO2固溶体の融点および熱伝導率の分子動力学解析 Reviewed International journal

    有馬 立身

    97 - 104   2015.11

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    Language：Japanese   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： http://doi.org/10.2477/jccj.2015-0007

  • Oxygen potential measurement of (Pu0.928Am0.072)O2-x at high temperatures Invited Reviewed International journal

    tatsumi arima

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY   52 ( 10 )   1296 - 1302   2015.10

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1080/00223131.2014.986243

  • Oxygen potential of a prototypic Mo-cermet fuel containing plutonium oxide Invited Reviewed International journal

    tatsumi arima

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   465   840 - 842   2015.10

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2015.06.004

  • Thermal conductivity measurement of (Pu1-xAmx)O-2 (x=0.028, 0.072) Invited Reviewed International journal

    tatsumi arima

    JOURNAL OF ALLOYS AND COMPOUNDS   629   92 - 97   2015.4

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/j.jallcom.2014.11.205

  • Crystallographic comparison of zirconium and molybdenum dioxide-based pyrochlores Reviewed International journal

    takayuki kasano, tatsumi arima, Kazuya Idemitsu, Yaohiro Inagaki

    Progress in Nuclear Energy   72   134 - 139   2014.4

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Thermal conductivities of ThO2, NpO2 and their related oxides: Molecular dynamics study Reviewed International journal

    tatsumi arima, keita yoshida, taku matsumoto, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    Journal of Nuclear Materials   445 ( 1-3 )   175 - 180   2014.2

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2013.11.006

  • Oxygen diffusion in niobia-doped zirconia as surrogate for oxide film on Zr-Nb alloy: AC impedance analysis Reviewed International journal

    teppei yamana, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, takatoshi yoshihara

    Journal of Nuclear Materials   443 ( 1-3 )   608 - 603   2013.11

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2013.10.015

  • Investigation of O/M Ratio Effect on Thermal conductivity of Oxide Nuclear Fuels by Non-equilibrium Molecular Dynanics Calculation Reviewed International journal

    taku matsumoto, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, masato kato, teppei uchida

    Journal of Nuclear Materials   440   580 - 585   2013.9

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • ウラニルイオンの粘土への吸着挙動の計算科学による理解―古典分子動力学法によるアプローチ― Invited

    tatsumi arima

    九州環境管理協会   42   16 - 23   2013.7

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    Language：Japanese   Publishing type：Research paper (bulletin of university, research institution)  

  • Atomistic Simulation on the Interfacial Interaction of Metallic Fuel and Structural Materials in SFRs - Molecular Dynamics Model for Pu-Fe system - Reviewed International journal

    takahiro ito, tatsumi arima, masashi himi, hiroaki yugo

    Journal of Nuclear Science and Technology   50   265 - 276   2013.3

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Oxygen potential of hypo-stoichiometric La-doped UO2 Reviewed International journal

    K. Yoshida, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu, Masahiko Osaka, Shuhei Miwa

    Journal of Nuclear Materials   418   2011.11

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Molecular dynamics study on grain boundary diffusion of actinides and oxygen in oxide fuels Reviewed International journal

    M. Nishina, K. Yoshida, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu, I. Sato

    Progress in Nuclear Science and Technology   2   2011.10

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Synthesis of zirconia sphere particles based on gelation of sodium alginate Reviewed International journal

    T. Nozaki, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Journal of Nuclear Materials   412   2011.5

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Diffusion behaviors of plutonium and americium in polycrystalline urania Reviewed International journal

    I. Sato, K. Tanaka, T. Arima

    IOP Conf. Series: Materials Science and Engineering   9   2010.5

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Molecular dynamics analysis of diffusion of uranium and oxygen ions in uranium dioxide Reviewed International journal

    T. Arima, K. Yoshida, K. Idemitsu, Y. Inagaki, I. Sato

    IOP Conf. Series: Materials Science and Engineering   9   2010.5

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Thermal conductivity of non-stoichiometric americium oxide: A molecular dynamics study Reviewed International journal

    T. Uchida, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Journal of Nuclear Materials   400   2010.4

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Next Generation Safety Analysis Methods for SFRs-(8) Analysis of Eutectics between Fuel and Steel in Metal Fuel wtith FPMD Code VASP Reviewed International journal

    M. Himi, Y. Yamamoto, Y. Nagamine, N. Shirakawa, Y. Uehara, T. Arima

    Proceedings of ICONE17: 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE17)   2009.6

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    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

  • Next Generation Safety Analysis Methods for SFRs-(7) Potential Model for Classical Molecular Dynamics on Pu-Fe System Reviewed International journal

    T. Ito, T. Arima, M. Himi

    Proceedings of ICONE17: 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE17)   2009.6

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

  • Evaluation of melting point of UO2 by molecular dynamics simulation Reviewed International journal

    T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki, Y. Tsujita, M. Kinoshita, E. Yakub

    Journal of Nuclear Materials   2009.5

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Thermal conductivities of americium dioxide and sesquioxide by molecular dynamics simulations Reviewed International journal

    T. Uchida, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Computational Materials Science   2009.4

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Oxidation properties of Zr-Nb alloys at 973-1273 K in air Reviewed International journal

    T. Arima, K. Miyata, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Progress in Nuclear Energy   2009.3

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Building an Apprication -specific Grid Computing Environment Using ITBL for Nuclear Material Engineering Reviewed International journal

    Y. Tsujita, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Suzuki, H. Kumura

    Proceedings of ICONE16: 16th International Conference on Nuclear Engineering   2008.5

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    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

  • Equilibrium and Nonequilibrium Molecular Dynamics Simulations of Heat Conduction in Uranium Oxide and Mixed Uranium–plutonium Oxide

    T. Arima, S. Yamasaki, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Journal of Nuclear Materials   2008.5

    　More details

    Language：English  

  • R & D of the Next Generation Safety Analysis Methods for Fast Reactors with New Computational Science and Technology (6) Study of Eutectic Reaction between Materials: FPMD Approach Reviewed International journal

    M. Himi, H. Kozaki, Y. Yamamoto, S. Hosoda, N. Shirakawa, T. Arima

    Proceedings of ICONE16: 16th International Conference on Nuclear Engineering   2008.5

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

  • Building a Computing Environment for Nuclear Materials Engineering Using ITBL

    Y. Tsujita, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Suzuki, H. Kimura

    IPSJ SIG Technical Report   2008.5

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Research paper (bulletin of university, research institution)  

  • Development of a Computer Simulation Environment for Nuclear Material Engineering Using ITBL

    Y. Tsujita, T. Arima, K. Idemitsu, N. Nakajima, Y. Suzuki, H. Kimura

    Research report of the school of engineering, Kinki university   2007.12

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Research paper (bulletin of university, research institution)  

  • Oxidation Behavior of Zr-Nb alloys at 973-1273 K in Air International journal

    T. Arima, K. Miyata, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    in Materials Innovations for Next-Generation Nuclear Energy, edited by R. Devanathan, R.W. Grimes, K. Yasuda, B.P. Uberuaga, and C. Meis (Mater. Res. Soc. Symp. Proc. Volume 1043E, Warrendale, PA, 2008)   2007.11

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    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

  • Evaluation of Mechanical Properties of Stabilized Zirconia and Zirconate Pyrochlore International journal

    T. Matsuo, K. Shimamura, T. Arima, K. Miyata, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    in Materials Innovations for Next-Generation Nuclear Energy, edited by R. Devanathan, R.W. Grimes, K. Yasuda, B.P. Uberuaga, and C. Meis (Mater. Res. Soc. Symp. Proc. Volume 1043E, Warrendale, PA, 2008)   2007.11

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    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

  • Evaluation of Thermal Conductivity of Hyperstoichiometric UO2+x by Molecular Dynamics Simulation Reviewed International journal

    S. Yamasaki, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    International Journal of Thermophysics   2007.10

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    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    Repository Public URL： https://hdl.handle.net/2324/7177881

  • Sol-gel Preparation and Characterization of Ni-YSZ Cermet Electrode Reviewed International journal

    E. Ohga, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Progress in Nuclear Energy   2007.10

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Application of Sol-gel Processing to Synthesis of Ni-YSZ Cermet Membrane Reviewed

    T. Arima, E. Ohga, T. Shiragaki, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Memoirs of the Faculty of Engineering Kyushu university   2007.10

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (bulletin of university, research institution)  

  • Thermophysical Properties of Rare-earth-stabilized Zirconia and Zirconate Pyrochlores as Surrogates for Actinide-doped Zirconia Reviewed International journal

    K. Shimamura, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    International Journal of Thermophysics   2007.10

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Thermophysical Properties of Americium Dioxide by Molecular Dynamics Simulation Reviewed International journal

    T. Uchida, K. Kawashima, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Proceedings of the Asian Thermophysical Properties Conference   2007.8

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (international conference proceedings)  

  • Evaluation of thermal conductivity of zirconia-based inert matrix fuel by molecular dynamics simulation Reviewed International journal

    T. Arima, S. Yamasaki, K. Yamahira, K. Idemitsu, Y. Inagaki and C. Degueldre

    Journal of Nuclear Materials   2006.6

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • Evaluation of thermal conductivity of hypostoichiometric (U,Pu)O2-x solid solution by molecular dynamics simulation at temperatures up to 2000 K Reviewed International journal

    T. Arima, S. Yamasaki, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    Journal of Alloys and Compounds   2006.5

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

  • パイロクロア型ジルコニウム酸化物を基にしたイナートマトリックス燃料の結晶学的研究

    有馬立身、島村圭一、出光一也、稲垣八穂広

    九州大学中央分析センター報告   2005.12

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    Language：Japanese   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    Crystallographic study of zirconate pyrochlore-based inert matrix fuel

  • Application of internal gelation to sol-gel synthesis of ceria-doped zirconia microspheres as nuclear fuel analogous materials Reviewed International journal

    T. Arima, K. Idemitsu, K. Yamahira, S. Torikai, Y. Inagaki

    Journal of Alloys and Compounds   394 ( 1-2 )   271 - 276   2005.1

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/j.jallcom.2004.10.040

  • Evaluation of thermal properties of UO2 and PuO2 by equilibrium molecular dynamics simulations from 300 to 2000 K Reviewed International journal

    T. Arima, S. Yamasaki, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    Journal of Alloys and Compounds   400 ( 1-2 )   43 - 50   2005.1

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/j.jallcom.2005.04.003

  • Molecular dynamics simulation of zirconia-based inert matrix fuel Reviewed International journal

    T. Arima, S. Yamasaki, S. Torikai, K. Idemitsu, Y. Inagaki and C. Degueldre

    Journal of Alloys and Compounds   398 ( 1-2 )   296 - 303   2005.1

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/j.jallcom.2005.02.041

  • Molecular dynamics simulation of yttria-stabilized zirconia between 300 K and 2000 K Reviewed International journal

    T. Arima, K. Fukuyo, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Journal of Molecular Liquids   113 ( 1-3 )   67 - 73   2004.1

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/j.molliq.2004.02.038

  • Reaction of modified SUS316 with tellurium under low oxygen potentials Reviewed International journal

    T. Arima, M. Takaki, I. Sato, K. Idemitsu, Y. Inagaki, H. Furuya

    Corrosion Science   45 ( 8 )   1757 - 1766   2003.1

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/s0010-938X(03)00022-2

  • Manufacturing of zirconia microsphere doped with erbia, yttria and ceria by internal gelation process as a part of a cermet fuel Reviewed International journal

    K. Idemitsu, T. Arima, Y. Ingagaki, S. Torikai

    Journal of Nuclear Materials   319   31 - 36   2003.1

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/S0022-3115(03)00130-2

  • Thermal conductivity of zirconia based inert matrix fuel: Use and abuse of the formal models for testing new experimental data Reviewed International journal

    C. Degueldre, T. Arima, Y.W. Lee

    Journal of Nuclear Materials   319   6 - 14   2003.1

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/S0022-3115(03)00127-2

  • Reaction of yttria-stabilized zirconia with zirconium, silicon and Zircaloy-4 at high temperature: a compatibility study for cermet fuels Reviewed International journal

    T. Arima, T. Tateyama, K. Idemitsu, Y. Ingagaki

    Journal of Nuclear Materials   319   24 - 30   2003.1

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

    DOI： 10.1016/S0022-3115(03)00129-6

  • Oxidation properties of Zr-Nb alloys at 500-600℃ under low oxygen potentials Reviewed International journal

    T. Arima, K. Miyata, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    Corrosion Science   1998.1

    　More details

    Language：English   Publishing type：Research paper (scientific journal)  

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Books

  • New Research Trends of Fluorite-Based Oxide Materials: From Basic Chemistry and Materials Science to Engineering Applications

    有馬 立身（Role：Joint author）

    NOVA Publishers  2014.6 

    　More details

    Responsible for pages：Chapter 9 Computer Simulation of Fluorite-Based Oxides for Nuclear Applications   Language：English   Book type：Scholarly book

  • アクチノイド物性研究のための計算科学入門

    有馬 立身（Role：Joint author）

    一般社団法人　日本原子力学会  2013.3 

    　More details

    Language：Japanese   Book type：General book, introductory book for general audience

Presentations

  • レーザー加熱法を用いたウラン酸化物の融点測定

    九大工　浦川星奈　有馬立身、稲垣八穂広

    第45回熱物性シンポジウム 

    　More details

    Event date： 2024.10

  • ウラン及びランタノイド含有ジルコニウム酸化物の熱物性評価

    九大工　吉富順平　有馬立身　稲垣八穂広

    日本原子力学会 

    　More details

    Event date： 2024.9

  • マイナーアクチニド含有低除染燃料による高速炉リサイクルの実証研究 (15)研究の総括と今後の展開

    原子力機構　廣岡瞬　加藤正人、福井大　宇埜正美、九大工　有馬立身

    日本原子力学会 

    　More details

    Event date： 2023.9

  • ウラン及びランタノイドを添加したパイロクロア型ジルコニウム酸化物の結晶構造及び熱物性評価

    九大工　吉富順平　有馬立身　稲垣八穂広

    日本原子力学会 

    　More details

    Event date： 2023.9

  • マイナーアクチニド含有低除染燃料による高速炉リサイクルの実証研究 (13)レーザー局所加熱法を用いたUO2の融点評価

    九大工　有馬立身　浦川星奈　稲垣八穂広、原子力機構　加藤正人

    日本原子力学会 

    　More details

    Event date： 2023.9

  • マイナーアクチニド含有低除染燃料による高速炉リサイクルの実証研究 (14)レーザー加熱型無容器法を用いたウラン酸化物固溶体の融点評価

    九大工　浦川星奈　有馬立身、稲垣八穂広、原子力機構　加藤正人

    日本原子力学会 

    　More details

    Event date： 2023.9

  • ZrO2の添加によるUO2及びCeO2の融点への影響

    九大工　浦川星奈　有馬立身、稲垣八穂広、原子力機構　廣岡瞬　加藤正人

    日本原子力学会 

    　More details

    Event date： 2023.3

  • 高ウラン含有試料を含む多種のマトリックス試料に対応した蛍光X線自動半定量分析プログラムの開発

    JAEA　西脇大貴　野村光生、アメテック株式会社　宮城琢磨、九大　有馬 立身

    日本原子力学会  2023.3 

    　More details

    Event date： 2023.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：東京大学駒場キャンパス   Country：Japan  

  • レーザー加熱を用いた非接触式融点測定手法の開発および性能評価

    九大　常楽忠宏　有馬立身　稲垣八穂広　出光一哉、原子力機構　加藤正人

    第43回日本熱物性シンポジウム  2022.10 

    　More details

    Event date： 2022.10

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発　(10) デバイス効果を強化するデバイス集合体基本仕様の選定

    東工大　相楽洋　川島正俊、九大　守田 幸路　有馬 立身　劉維、福井大　有田 裕二、東京都市大　佐藤 勇

    日本原子力学会  2022.9 

    　More details

    Event date： 2022.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：茨城大学日立キャンパス   Country：Japan  

  • フッ化物溶融塩ループの製作と機能確認試験（3）

    MOSTECH　木下幹康、九大　Aji Indarta　有馬立身　片山一成　深田智、三菱マテリアル　久保海斗、溶融塩技研　八下田 好一

    日本原子力学会  2022.9 

    　More details

    Event date： 2022.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：茨城大学日立キャンパス   Country：Japan  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発　(7) 2021年度までのプロジェクト全体進捗概要

    九大　守田 幸路　劉 維　有馬 立身、福井大　有田 裕二、東京都市大　佐藤 勇　松浦 治明、JAEA　関尾 佳弘、東工大　相楽 洋　川島 正俊

    日本原子力学会  2022.9 

    　More details

    Event date： 2022.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：茨城大学日立キャンパス   Country：Japan  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発　(8)模擬燃料材料及び可溶栓材料の選択と物性評価の進捗

    九大　有馬 立身　住吉壮斗　守田 幸路、東京都市大　佐藤 勇　王浩キン、福井大　有田 裕二　安藤慧　宮部拓

    日本原子力学会  2022.9 

    　More details

    Event date： 2022.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：茨城大学日立キャンパス   Country：Japan  

  • レーザー加熱を用いた非接触式高速融点測定手法の開発

    九大　常楽忠宏　福島七瀬　有馬立身　稲垣八穂広　出光一哉、原子力機構　加藤正人

    日本原子力学会九州支部  2021.12 

    　More details

    Event date： 2021.12

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • フッ化物溶融塩ループの製作と機能確認試験

    MOSTECH　木下幹康、九大　Aji Indarta　久保海斗、有馬立身　片山一成

    日本原子力学会  2021.9 

    　More details

    Event date： 2021.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発 (37)高レベル廃棄物顆粒体の概念仕様

    NFD　鈴木晶大　遠藤洋一、阪大　室屋裕佐、九大　稲垣八穂広、有馬立身、原子力機構　松村達郎　石井克典　川口浩一

    日本原子力学会  2021.9 

    　More details

    Event date： 2021.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • コンクリート主成分を含む燃料デブリの熱物性評価

    九大　福島七瀬　出光一哉　稲垣八穂広、有馬立身、常楽忠宏

    日本原子力学会  2021.9 

    　More details

    Event date： 2021.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • 受動的炉停止デバイスにおける可溶栓合金材料の熱物性評価

    九大　住吉壮斗　有馬立身　出光一哉　稲垣八穂広、守田幸路

    日本原子力学会  2021.9 

    　More details

    Event date： 2021.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • マイナーアクチニド含有低除染燃料による高速炉リサイクルの実証研究 (7)レーザー加熱を用いた局所融点測定法の精度評価

    九大　常楽忠宏　福島七瀬　有馬立身　稲垣八穂広　出光一哉、原子力機構　加藤正人

    日本原子力学会  2021.9 

    　More details

    Event date： 2021.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 (3)2020年度までのプロジェクト全体進捗概要

    九大工　守田幸路　劉維　有馬立身、福井大　有田裕二、東京都市大　佐藤勇、松浦治明、原子力機構　関尾佳弘、東工大　相楽洋　川島正俊

    日本原子力学会  2021.9 

    　More details

    Event date： 2021.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 (4)模擬燃料材料及び可溶栓材料の選択と物性評価

    東京都市大　佐藤勇　王浩キン　山田大輔、福井大　有田裕二　安藤慧　川瀬小春、九大　有馬立身　守田幸路

    日本原子力学会  2021.9 

    　More details

    Event date： 2021.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 (6)デバイス効果を強化するデバイス集合体基本仕様の検討

    東工大　相楽洋、九大　守田幸路　有馬立身　劉維、福井大　有田裕二、東京都市大　佐藤勇

    日本原子力学会  2021.9 

    　More details

    Event date： 2021.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • マイナーアクチニド含有低除染燃料による高速炉リサイクルの実証研究 (5)レーザ加熱を利用した局所融点測定技術の開発

    九大　有馬 立身、JAEA　加藤 正人

    日本原子力学会  2021.3 

    　More details

    Event date： 2021.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発 (33)柔軟な廃棄物管理法の概念仕様

    NFD　鈴木 晶大、遠藤 洋一、深澤 哲生、九大　稲垣 八穂広、有馬 立身、阪大　室屋 裕佐、日立GE　遠藤 慶太、渡邉 大輔、JAEA　松村 達郎、石井 克典

    日本原子力学会  2021.3 

    　More details

    Event date： 2021.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発 (36)HLW顆粒体貯蔵設備の概念仕様

    NFD　深澤 哲生、日立GE　遠藤 慶太、渡邉 大輔、阪大　室屋 裕佐、九大　有馬 立身、稲垣 八穂広、NFD　遠藤 洋一、鈴木 晶大

    日本原子力学会  2021.3 

    　More details

    Event date： 2021.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • マイナーアクチニド含有低除染燃料による高速炉リサイクルの実証研究 (1)研究計画

    JAEA　加藤 正人、福井大　宇埜 正美、九大　有馬 立身

    日本原子力学会  2021.3 

    　More details

    Event date： 2021.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • 溶融塩のナノ・マイクロスケール熱物性評価手法の開発

    九大　生田 祥登、有馬 立身、稲垣 八穂広、出光 一哉、MOSTECH　木下 幹康

    日本原子力学会  2020.9 

    　More details

    Event date： 2020.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発 (27)優れた全体システムのための顆粒体か焼温度の選定

    NFD　鈴木 晶大、遠藤 洋一、深澤 哲生、阪大　室屋 裕佐、JAEA　松村 達郎、九大　稲垣 八穂広、有馬 立身

    日本原子力学会  2020.9 

    　More details

    Event date： 2020.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発 (29)HLW顆粒体の長期貯蔵時の化学安定性評価

    阪大　室屋 裕佐、九大　稲垣 八穂広、有馬 立身、NFD　鈴木 晶大

    日本原子力学会  2020.9 

    　More details

    Event date： 2020.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • 福島第一原子力発電所の燃料デブリ分析・廃炉技術に関わる研究・人材育成 (21)公募研究の全体概要と燃料デブリ分析研究の成果

    福井大　宇埜 正美、阪大　大石 佑治、福井大　桑水流 理、JAEA　勝山 幸三、福井大　有田 裕二、九大　有馬 立身

    日本原子力学会  2020.9 

    　More details

    Event date： 2020.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発 (1) プロジェクト全体概要

    九大　守田 幸路、劉 維、有馬 立身、福井大　有田 裕二、川瀬 小春、東京都市大　佐藤 勇、松浦 治明、JAEA　関尾 佳弘、東工大　相楽 洋、川島 正俊

    日本原子力学会  2020.9 

    　More details

    Event date： 2020.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • 安全性・経済性向上を目指したMA核変換用窒化物燃料サイクルに関する研究開発 (17)TiNの液相生成温度と窒化物燃料の熱力学的評価

    九大　有馬 立身、JAEA　岩佐 龍磨、高野 公秀

    日本原子力学会  2020.9 

    　More details

    Event date： 2020.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：オンライン   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発 (22)システム概念仕様の検討

    NFD　鈴木 晶大、遠藤 洋一、九大　稲垣 八穂広、有馬 立身、阪大　室屋 裕佐、JAEA　松村 達郎、石井 克典、日立GE　深澤 哲生

    日本原子力学会  2020.3 

    　More details

    Event date： 2020.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：福島大学（コロナのため中止、但し予稿集は公開）   Country：Japan  

  • 福島第一原子力発電所の燃料デブリ分析・廃炉技術に関わる研究・人材育成 (20)UO2(又はCeO2)-ZrO2-FeO1+x混合物の溶融挙動

    九大工　大和邦滉、有馬立身

    日本原子力学会  2019.9 

    　More details

    Event date： 2019.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：富山大学   Country：Japan  

  • 安全性・経済性向上を目指したMA核変換用窒化物燃料サイクルに関する研究開発 (11)液相生成温度の組成・窒素分圧依存性

    九大工　有馬立身、岩佐龍磨、原子力機構　高木聖也

    日本原子力学会  2019.9 

    　More details

    Event date： 2019.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：富山大学   Country：Japan  

  • 福島第一原子力発電所の燃料デブリ分析・廃炉技術に関わる研究・人材育成 (14)公募研究の全体概念と燃料デブリ研究の実績

    福井大　宇埜 正美、安濃田 良成、桑水流 理、有田 裕二、阪大　大石佑治、JAEA　石見昭洋、九大　有馬立身

    日本原子力学会  2019.9 

    　More details

    Event date： 2019.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：富山大学   Country：Japan  

  • Evaluation of melting behavior in the system UO2-ZrO2: Molecular dynamics simulation International conference

    T. Arima, J. Miyachi, M.V. Pham, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    The 27th International Conference on Nuclear Engineering  2019.5 

    　More details

    Event date： 2019.5

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Tsukuba, Ibaraki   Country：Japan  

  • Evaluation of mechanical properties of (Ce,Gd)O2-x as surrogate for (U,Gd)O2-x solid solutions International conference

    M.V. Pham, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    The 27th International Conference on Nuclear Engineering  2019.5 

    　More details

    Event date： 2019.5

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Tsukuba, Ibaraki   Country：Japan  

  • レーザー誘起表面波法の原子力関連材料物性評価への適用性検討

    有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広、黒岩真成

    第39回熱物性シンポジウム  2018.11 

    　More details

    Event date： 2018.11

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：愛知県産業労働センター ウインクあいち   Country：Japan  

  • 安全性・経済性向上を目指したMA核変換用窒化物燃料サイクルに関する研究開発 (6)レーザー加熱による融点測定技術の適用性検討

    九大工　有馬立身、原子力機構　高野公秀、高木聖也

    日本原子力学会  2018.9 

    　More details

    Event date： 2018.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：岡山大学   Country：Japan  

  • 福島第一原子力発電所の燃料デブリ分析・廃炉技術に関わる研究・人材育成 （９）公募研究の全体概要と燃料デブリ研究の実績

    福井大　宇埜 正美、安濃田 良成、桑水流 理、有田 裕二、原子力機構　石見 明洋、九大工　有馬立身

    日本原子力学会  2018.9 

    　More details

    Event date： 2018.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：岡山大学   Country：Japan  

  • 福島汚染水処理で発生する Cs吸着ゼオライト廃棄物のガラス固化 (4) ガラス固化条件の総合評価

    東北大　秋山大輔、佐藤修彰、桐島陽、九大院工　稲垣八穂広、有馬立身

    日本原子力学会  2018.9 

    　More details

    Event date： 2018.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：岡山大学   Country：Japan  

  • 福島汚染水処理で発生する Cs吸着ゼオライト廃棄物のガラス固化 (5)ガラス固化体性能の総合評価

    九大院工　稲垣八穂広、有馬立身、出光一哉、東北大　佐藤修彰、秋山大輔、桐島陽

    日本原子力学会  2018.9 

    　More details

    Event date： 2018.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：岡山大学   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発 (11)顆粒体製造条件の貯蔵時化学安定性への影響評価

    阪大　室屋 裕佐、九大院工　稲垣八穂広、有馬立身、日本核燃料開発　鈴木晶大

    日本原子力学会  2018.9 

    　More details

    Event date： 2018.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：岡山大学   Country：Japan  

  • 福島第一原子力発電所の燃料デブリ分析・廃炉技術に関わる研究・人材育成 (13)CeO2-ZrO2及びUO2-ZrO2の溶融挙動

    岩佐龍磨、有馬立身

    日本原子力学会  2018.9 

    　More details

    Event date： 2018.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：岡山大学   Country：Japan  

  • 高汚染吸着材廃棄物の処理処分技術の確立と高度化

    有馬立身、Michael Rushton、Neil Hyatt

    日本原子力学会  2018.3 

    　More details

    Event date： 2018.3

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：大阪大学   Country：Japan  

  • 福島第一原子力発電所の燃料デブリ分析・廃炉技術に関わる研究・人材育成 (8)燃料デブリの融点評価

    有馬立身、稲垣八穂広、出光一哉

    日本原子力学会  2017.9 

    　More details

    Event date： 2017.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発 (6)HLW顆粒体貯蔵時の化学安定性

    室屋 裕佐、稲垣八穂広、有馬立身、鈴木晶大

    日本原子力学会  2017.9 

    　More details

    Event date： 2017.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • 安全性・経済性向上を目指したMA核変換用窒化物燃料サイクルに関する研究開発 (1)全体計画

    高野公秀、林博和、村上毅、有馬立身

    日本原子力学会  2017.9 

    　More details

    Event date： 2017.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • 福島汚染水処理で発生する Cs吸着ゼオライト廃棄物のガラス固化 (2)TG-DTA法によるガラスの基礎物性および Csの揮発挙動の評価

    秋山大輔, 土屋敦司, 桐島陽, 佐藤修彰, 稲垣 八穂広, 有馬 立身, 出光 一哉

    日本原子力学会  2017.3 

    　More details

    Event date： 2017.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：東海大学   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発 (1)実用化に向けた課題と開発計画

    鈴木晶大, 水迫 文樹, 稲垣 八穂広, 有馬 立身, 深澤哲生, 星野国義, 室屋 裕佐, 松村 達郎

    日本原子力学会  2017.3 

    　More details

    Event date： 2017.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：東海大学   Country：Japan  

  • (Ce,Gd)O2-xの熱伝導率評価

    Pham Van Mao, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉

    日本原子力学会  2017.3 

    　More details

    Event date： 2017.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：東海大学   Country：Japan  

  • 福島汚染水処理で発生する Cs吸着ゼオライト廃棄物のガラス固化 (1)Li添加によるガラス特性変化

    山門鋼司, 稲垣 八穂広, 有馬 立身, 出光 一哉, 佐藤修彰, 桐島陽, 秋山大輔

    日本原子力学会  2017.3 

    　More details

    Event date： 2017.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：東海大学   Country：Japan  

  • 核燃料極限物性のレーザー加熱測定と分子動力学解析

    有馬 立身

    （独）日本学術振興会　放射線科学とその応用第186委員会　第22回研究会「核物質の分析と管理」  2017.1 

    　More details

    Event date： 2017.1

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：九州大学   Country：Japan  

  • 核燃料の極限物性評価に向けたレーザー加熱を用いた計測手法の開発および計算化学的アプローチ

    有馬 立身

    廃止措置研究・人材育成等強化プログラム　第8回九州大学人材育成セミナー  2016.9 

    　More details

    Event date： 2016.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：九州大学   Country：Japan  

  • 核燃料の融点高速測定手法の開発-レーザー局所加熱と積分球による放射率測定

    原田　誠, 有馬 立身, 出光 一哉, 稲垣 八穂広, 廣沢　孝志, 佐藤　勇

    日本原子力学会  2016.9 

    　More details

    Event date： 2016.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：久留米シティプラザ   Country：Japan  

  • レーザー誘起表面波を用いた粘性係数及び表面張力測定装置の開発-溶融燃料の物性評価に向けて

    黒岩真成, 有馬 立身, 出光 一哉, 稲垣 八穂広

    日本原子力学会  2016.9 

    　More details

    Event date： 2016.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：久留米シティプラザ   Country：Japan  

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法実用化に向けた基礎研究 (2) 顆粒体の再溶解性

    有馬 立身, 稲垣 八穂広, 鈴木 晶大, 山下 淳一, 深澤哲生, 星野 国義

    日本原子力学会  2016.3 

    　More details

    Event date： 2016.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：東北大学   Country：Japan  

  • 模擬物質としてランタニド珪酸塩を用いたプルトニウム珪酸塩の硝酸溶解性に関する研究

    松本　裕昌, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 谷川聖史, 加藤良幸, 栗田　勉

    日本原子力学会  2016.3 

    　More details

    Event date： 2016.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：東北大学   Country：Japan  

  • 周期加熱法を用いた熱拡散率測定装置の開発－破損燃料への適用に向けて－

    宮田 俊介, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉

    日本原子力学会九州支部講演会  2015.12 

    　More details

    Event date： 2015.12

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：九州大学   Country：Japan  

  • プルトニウム珪酸塩の硝酸溶解性に関する研究－ランタニド珪酸塩からの考察－

    松本　裕昌, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 谷川聖史, 加藤良幸, 栗田　勉

    日本原子力学会九州支部講演会  2015.12 

    　More details

    Event date： 2015.12

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：九州大学   Country：Japan  

  • レーザー表面融解法を用いた核燃料の融点評価装置の開発

    原田 誠, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 廣沢 孝志, 佐藤 勇

    日本原子力学会九州支部講演会  2015.12 

    　More details

    Event date： 2015.12

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：九州大学   Country：Japan  

  • レーザー表面融解法と積分球による放射率測定法を用いた核燃料の融点評価装置の開発

    原田　誠, 有馬 立身, 出光 一哉, 稲垣 八穂広, 廣沢　孝志, 佐藤　勇

    熱物性シンポジウム  2015.10 

    　More details

    Event date： 2015.10

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：東北大学   Country：Japan  

  • 分子動力学法によるUO2中におけるFP元素の拡散挙動評価

    佐藤　勇, 松本　卓, 小山　真一, 有馬 立身

    日本原子力学会  2015.9 

    　More details

    Event date： 2015.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：静岡大学   Country：Japan  

  • マイナーアクチニド分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の研究開発：(2) 廃棄物長期貯蔵の成立性評価

    有馬 立身, 稲垣 八穂広, 深澤哲生, 佐藤正知

    日本原子力学会  2015.9 

    　More details

    Event date： 2015.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：静岡大学   Country：Japan  

  • Oxygen Potential Measurement of (Pu0.928Am0.072)O2 at high temperatures International conference

    taku matsumoto, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, masato kato, kyoichi morimoto, takeo sunaoshi

    2nd Asian Nuclear Fuel Conference  2014.11 

    　More details

    Event date： 2014.11

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Florida   Country：United States  

  • Interdiffusion Behaviour of Pu and Am in Mox Fuels International conference

    taku matsumoto, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, masato kato, kyoichi morimoto, tetsuya tamura

    Numat2014  2014.10 

    　More details

    Event date： 2014.10

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Florida   Country：United States  

  • Synthesis and Characterization of A2Ru2O7 (A=Rare Earth) Pyrochlore Oxides International conference

    tatsumi arima, takayuki kasano, Kazuya Idemitsu, Yaohiro Inagaki

    Numat2014  2014.10 

    　More details

    Event date： 2014.10

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Florida   Country：United States  

  • Synthesis of Cerium Silicates as a Surrogate for Plutonium Silicates and Their Solubilities in Nitric Acid Solution International conference

    yusei okubo, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, masafumi tanigawa, yoshiyuki kato, tsutomu kurita

    Numat2014  2014.10 

    　More details

    Event date： 2014.10

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Florida   Country：United States  

  • Oxygen Potential of a Prototypic Mo-cermet Fuel Containing PuO2-x International conference

    syuhei miwa, masahiko osaka, takahiro nozaki, tatsumi arima, Kazuya Idemitsu

    Numat2014  2014.10 

    　More details

    Event date： 2014.10

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Florida   Country：United States  

  • MOX燃料拡散対を用いたアクチニド元素の相互拡散評価

    松本卓, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 加藤正人, 内田哲平, 森本恭一

    日本原子力学会  2014.9 

    　More details

    Event date： 2014.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：京都大学   Country：Japan  

  • ウラニルイオンの自由水およびモンモリロナイト中における拡散挙動；分子動力学計算

    有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 河村雄行, 四辻健治, 舘幸男

    日本原子力学会  2014.9 

    　More details

    Event date： 2014.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：京都大学   Country：Japan  

  • Pu 回収技術向上に向けた模擬プルトニウム（セリウム）珪酸塩の合成及び硝酸溶解性の研究

    大久保諭生, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 谷川聖史, 加藤良幸, 栗田勉

    日本原子力学会  2014.9 

    　More details

    Event date： 2014.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：京都大学   Country：Japan  

  • 分子動力学法を用いた(Pu,Am)O2-x熱伝導率評価

    宮地洵平, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 加藤正人, 内田哲平, 森本恭一

    日本原子力学会  2014.9 

    　More details

    Event date： 2014.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：京都大学   Country：Japan  

  • Diffusion and Adsorption of Uranyl ion in Clays: Molecular Dyanamics Study International conference

    tatsumi arima, Kazuya Idemitsu, Yaohiro Inagaki, katsuyuki kawamura, yukio tachi, kenji yotsuji

    IUMRS-ICA 2014  2014.10 

    　More details

    Event date： 2014.8

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Fukuoka University, Fukuoka   Country：Japan  

  • Pu0.923Am0.077O2-xの酸素ポテンシャル測定

    松本卓, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 加藤正人, 森本恭一, 砂押剛雄

    日本原子力学会  2014.3 

    　More details

    Event date： 2014.3 - 2013.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：東京都市大学   Country：Japan  

  • レーザー局所加熱を用いた無容器法による核燃料の融点測定装置の開発

    川内善晴, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 廣沢孝志, 佐藤勇, 渡辺博道

    日本原子力学会九州支部講演会  2013.12 

    　More details

    Event date： 2013.12 - 2013.11

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：九州大学   Country：Japan  

  • レーザー局所加熱を用いた無容器法による核燃料の融点および放射率の測定

    川内善晴, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 廣沢孝志, 佐藤勇

    日本原子力学会  2013.9 

    　More details

    Event date： 2013.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：八戸工業大学   Country：Japan  

  • 分子動力学法によるUO22+の粘土中における拡散・吸着評価

    有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 河村雄行, 舘幸男, 四辻健治

    日本原子力学会  2013.9 

    　More details

    Event date： 2013.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：八戸工業大学   Country：Japan  

  • Si化合物とMOXの反応生成物を利用したPu回収技術に関する基礎研究

    大久保諭生, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 谷川聖史, 加藤良幸, 栗田勉

    日本原子力学会  2013.9 

    　More details

    Event date： 2013.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：八戸工業大学   Country：Japan  

  • MOX燃料中のU及びPuの相互拡散係数測定

    松本卓, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 加藤正人, 森本恭一, 田村哲也

    日本原子力学会  2013.9 

    　More details

    Event date： 2013.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：八戸工業大学   Country：Japan  

  • Thermal Conductivity measurement of (Pu1-x,Amx)O2 (x=0.03, 0.07) International conference

    taku matsumoto, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, masato kato, kyoichi morimoto, masahiro ogasawara

    EMRS2013  2013.6 

    　More details

    Event date： 2013.6

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Karlsruhe   Country：Germany  

  • Crystallographic Comparison of Zr- and Mo-based Pyrochlore Oxides International conference

    takayuki kasano, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    EMRS2013  2013.5 

    　More details

    Event date： 2013.5

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Strasbourg   Country：France  

  • レーザー加熱を利用した無容器法による核燃料の融点測定：背景および開発計画

    有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 佐藤勇, 廣沢孝志

    日本原子力学会  2013.3 

    　More details

    Event date： 2013.3

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：近畿大学   Country：Japan  

  • Oxygen Diffusion in Niobia-doped Zirconia as a Surrogate for Oxide Film on Zr-Nb Alloy: AC Impedance Analysis International conference

    teppei yamana, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    NuMat2012  2012.10 

    　More details

    Event date： 2012.10

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Osaka   Country：Japan  

  • Synthesis and Crystal Structure of Mo- and Ru-based Pyrochlore Oxides International conference

    takayuki kasano, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    NuMat2012  2012.10 

    　More details

    Event date： 2012.10

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Osaka   Country：Japan  

  • Theoretical Comparison between CeO2 and PuO2 by Ab Initio Calculation International conference

    nanako tamari, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    NuMat2012  2012.10 

    　More details

    Event date： 2012.10

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Osaka   Country：Japan  

  • Invesitigation of O/M Ratio Effect on Thermal Conductivity of Oxide Nuclear Fuels by Non-equilibrium Molecular Dynamics Calculation International conference

    taku matsumoto, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, masato Kato, teppei uchida

    NuMat2012  2012.10 

    　More details

    Event date： 2012.10

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Osaka   Country：Japan  

  • PuO-AmO2の熱伝導

    松本卓, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 加藤正人, 森本恭一

    日本原子力学会  2012.9 

    　More details

    Event date： 2012.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：広島大学   Country：Japan  

  • 分子動力学法によるThO2およびNpO2含有酸化物燃料の熱伝導評価

    有馬 立身, 吉田圭太, 稲垣 八穂広, 出光 一哉

    日本原子力学会  2012.9 

    　More details

    Event date： 2012.9

    Language：Japanese   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：広島大学   Country：Japan  

  • Measurement of Surface Melting Temperature with High-speed Pyrometers by Containerless Method International conference

    tatsumi arima, yoshiharu kawauchi, taku matsumoto, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, isamu sato, takashi hirosawa

    SICE annual conference 2012  2012.8 

    　More details

    Event date： 2012.8

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Akita University   Country：Japan  

  • Thermal Conductivities of ThO2, NpO2 and Their Related Oxide: Molecular Dynanics Study International conference

    keita yoshida, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    EMRS  2012.5 

    　More details

    Event date： 2012.5

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Strasbourg   Country：France  

  • Molecular Dynamics Calculations of Heat Conduction in Actinide Oxides under Thermal Gradient International conference

    taku matsumoto, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu, masato Kato, teppei uchida

    EMRS  2012.5 

    　More details

    Event date： 2012.5

    Language：English   Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Strasbourg   Country：France  

  • Thermal Conductivity of Nuclear Oxide Fuel under Temperature Gradient: Molecular Dynanics Simulation International conference

    T. Matsumoto, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu, M. Kato, T. Uchida

    1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC2012)  2012.3 

    　More details

    Event date： 2012.3

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Osaka   Country：Japan  

  • First-principles Study of Electronic and Magnetic Structure of UO2 International conference

    N. Tamari, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC2012)  2012.3 

    　More details

    Event date： 2012.3

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Osaka   Country：Japan  

  • Development of Manufacturing Method of CERCER Fuel through Sol-Gel Process International conference

    A. Murata, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC2012)  2012.3 

    　More details

    Event date： 2012.3

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Osaka   Country：Japan  

  • アクチニドの分子動力学計算 Invited

    有馬立身

    J-ACTINET  2012.3 

    　More details

    Event date： 2012.3

    Presentation type：Public lecture, seminar, tutorial, course, or other speech  

    Country：Japan  

  • パイロクロア酸化物の合成と結晶構造

    笠野貴之、有馬立身、稲垣八穂広、出光一哉

    日本原子力学会  2012.3 

    　More details

    Event date： 2012.3

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：福岡県北九州市   Country：Japan  

  • セラミック固化体パイロクロア酸化物の合成と結晶構造

    笠野貴之，有馬立身，稲垣八穂広，出光一哉

    日本原子力学会　九州支部講演会  2011.12 

    　More details

    Event date： 2011.12

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：福岡県北九州市   Country：Japan  

  • 放射線の基礎知識 Invited

    有馬立身

    日本遮水工協会  2011.11 

    　More details

    Event date： 2011.11

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 第一原理を用いたUO2の磁気構造の評価

    玉利南菜子、有馬立身、稲垣八穂広、出光一哉

    日本原子力学会  2011.9 

    　More details

    Event date： 2011.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：福岡県北九州市   Country：Japan  

  • 温度勾配下の系におけるポアの移行挙動および核燃料の熱伝導：分子動力学法

    松本卓、有馬立身、稲垣八穂広、出光一哉、加藤正人、内田哲平

    日本原子力学会  2011.9 

    　More details

    Event date： 2011.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：福岡県北九州市   Country：Japan  

  • 温度勾配下の系における核燃料の熱伝導：分子動力学計算

    松本卓、有馬立身、稲垣八穂広、出光一哉、加藤正人、内田哲平

    日本原子力学会  2011.3 

    　More details

    Event date： 2011.3

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：福井県福井大学   Country：Japan  

  • Molecular　Dynamics Study on Grain Boundary Diffusion of Actinides and Oxygen in Oxide Fuels International conference

    M. Nishina, K. Yoshida, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu, I. Sato

    Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo 2010 (SNA + MC2010)  2010.10 

    　More details

    Event date： 2010.10

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Tokyo   Country：Japan  

  • A Portable Grid-Enableed Computing System for A Nuclear Material Study International conference

    Y. Tsujita, T. Arima, T. Takekawa, Y. Suzuki

    Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo 2010 (SNA + MC2010)  2010.10 

    　More details

    Event date： 2010.10

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Tokyo   Country：Japan  

  • Synthesis of zirconia sphere particles based on gelation of sodium alginate International conference

    T. Arima, T. Nozaki, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    Nuclear Materials 2010  2010.10 

    　More details

    Event date： 2010.10

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Karlsruhe   Country：Germany  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；(42) 金属燃料の共晶反応 (a) 金属燃料の共晶反応に及ぼすマイナーアクチニドの効果とB4C-Fe系状態図の評価

    有馬立身，守田幸路

    日本原子力学会  2010.9 

    　More details

    Event date： 2010.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • ゾル－ゲル法を用いた複合材料燃料の製造法の開発：内部ゲル化法とアルギン酸ナトリウム法の比較

    村田顕彦、有馬立身、出光一哉

    日本原子力学会  2010.9 

    　More details

    Event date： 2010.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • MDシミュレーションによるアクチニド及び酸素イオンの粒界拡散挙動評価

    仁科匡弘、吉田圭太、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広、佐藤勇

    日本原子力学会  2010.9 

    　More details

    Event date： 2010.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；(44) 金属燃料の共晶反応 (c) FPMDおよびフォノン解析による金属燃料およびB4Cとスチールとの共晶解析

    油江宏明、白川典幸、氷見正司、山本雄一、有馬立身

    日本原子力学会  2010.9 

    　More details

    Event date： 2010.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；(43) 金属燃料の共晶反応 (b) 古典分子動力学法によるPu-Fe間界面における原子拡散の解析

    伊藤高啓、有馬立身、氷見正司

    日本原子力学会  2010.9 

    　More details

    Event date： 2010.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • 燃料・材料の課題に対する計算科学 Invited

    有馬立身

    日本原子力学会  2010.3 

    　More details

    Event date： 2010.3

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • MD法を用いたアクチニド酸化物のイオン拡散挙動評価

    九大院工　仁科匡弘，吉田圭太，有馬立身，出光一哉，稲垣八穂広，原子力機構　佐藤勇

    日本原子力学会  2010.3 

    　More details

    Event date： 2010.3

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • Evaluation of diffusion behavior of actinide dioxide by molecular dynamics simulation International conference

    K. Yoshida, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu, I. Sato

    International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR09)  2009.12 

    　More details

    Event date： 2009.12

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Kyoto   Country：Japan  

  • Synthesis of zirconia sphere particles with natural organic material International conference

    T. Nozaki, T. Arima, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR09)  2009.12 

    　More details

    Event date： 2009.12

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Kyoto   Country：Japan  

  • MOX燃料中におけるアクチニドの拡散挙動に関する研究 (1) MD法を用いたアクチニド及び酸素イオンの粒内拡散挙動評価

    九大院工　吉田圭太，有馬立身，出光一哉，稲垣八穂広，原子力機構　佐藤勇

    日本原子力学会  2009.9 

    　More details

    Event date： 2009.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；(34) 金属燃料の共晶反応 (a) U-Pu-Zr-Fe系状態図の評価と共晶反応電子状態解析

    有馬立身，守田幸路

    日本原子力学会  2009.9 

    　More details

    Event date： 2009.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；(35) 金属燃料の共晶反応 (b) 古典分子動力学法によるPu-Fe間相互作用の解析

    豊橋技科大　伊藤高啓，九大　有馬立身，日本システム　氷見正司

    日本原子力学会  2009.9 

    　More details

    Event date： 2009.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；(36) 金属燃料の共晶反応 (c) 第一原理分子動力学法コードVASPによる金属燃料中の金属とスチールの共晶解析

    日本システム　氷見正司，山本雄一，白川典幸，九大　有馬立身

    日本原子力学会  2009.9 

    　More details

    Event date： 2009.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；(37) 金属燃料の共晶反応 (d) 第一原理分子動力学法コードVASPによる原子拡散の評価と共晶状態図解析

    日本システム　長峰康雄，白川典幸，上原靖，氷見正司，九大　有馬立身

    日本原子力学会  2009.9 

    　More details

    Event date： 2009.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 天然有機物を用いたジルコニア粒子の合成

    野崎貴大，有馬立身，稲垣八穂広，出光一哉

    日本原子力学会  2009.9 

    　More details

    Event date： 2009.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • MOX燃料中におけるアクチニドの拡散挙動に関する研究 (2) 酸化物燃料中におけるPu及びAm拡散挙動II

    原子力機構　佐藤勇，田中康介，田中健哉，九大院工　有馬立身，出光一哉

    日本原子力学会  2009.9 

    　More details

    Event date： 2009.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • Diffusion behaviors of plutonium and americium in polycrystalline urania International conference

    I. Sato, K. Tanaka, T. Arima

    Actinides 2009  2009.7 

    　More details

    Event date： 2009.7 - 2009.5

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：San Francisco, California.   Country：United States  

  • Molecular dynamics analysis of diffusion of uranium and oxygen ions in uranium dioxide International conference

    T. Arima, K. Yoshida, K. Idemitsu, Y. Inagaki, I. Sato

    Actinides 2009  2009.7 

    　More details

    Event date： 2009.7 - 2009.5

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：San Francisco, California.   Country：United States  

  • アクチニド酸化物の物性評価と分子動力学計算 Invited

    有馬立身

    日本原子力学会主催　「軽水炉燃料・材料・水化学　夏季セミナー」  2009.7 

    　More details

    Event date： 2009.7

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「UO2中におけるU及びOイオンの拡散挙動: 分子動力学計算」

    九大院工　有馬立身，出光一哉，稲垣八穂広，原子力機構　佐藤勇

    日本原子力学会  2009.3 

    　More details

    Event date： 2009.3

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「分子動力学法を用いたUO2中におけるU及びOイオンの拡散挙動解析」

    九大院工　有馬立身，吉田圭太，出光一哉，稲垣八穂広，原子力機構　佐藤勇

    日本原子力学会  2008.12 

    　More details

    Event date： 2008.12

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「分子動力学法によるアクチニド酸化物の拡散挙動解析」

    九大院工　吉田圭太，仁科匡弘，有馬立身，稲垣八穂広，出光一哉

    日本原子力学会  2008.12 

    　More details

    Event date： 2008.12

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「天然有機物を用いたジルコニア粒子の合成」

    九大院工　野崎貴大，有馬立身，稲垣八穂広，出光一哉

    日本原子力学会  2008.12 

    　More details

    Event date： 2008.12

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「酸化物燃料の分子動力学法による物性評価」

    九大院工　有馬立身

    J-ACTINET2008  2008.10 

    　More details

    Event date： 2008.10

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 金属燃料高速炉の安全性に関する技術開発について Invited

    有馬立身

    第一回金属燃料研究会  2008.10 

    　More details

    Event date： 2008.10

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；（27）金属燃料の共晶研究(c)第一原理分子動力学法コードVASPによる共晶状態図解析の検討」

    エネ総研　長峰康雄，白川典幸，上原靖，日本システム　氷見正司，山本雄一，九大　有馬立身

    日本原子力学会  2008.9 

    　More details

    Event date： 2008.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；（26）金属燃料の共晶研究(b)第一原理分子動力学法コードVASPによる混合金属の接触解析」

    日本システム　氷見正司，山本雄一，エネ総研　長峰康雄，白川典幸，上原靖，九大　有馬立身

    日本原子力学会  2008.9 

    　More details

    Event date： 2008.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「酸化物燃料中におけるPu及びAmの拡散挙動」

    原子力機構　佐藤勇，田中康介，田中健哉，九大院工　有馬立身，出光一哉

    日本原子力学会  2008.9 

    　More details

    Event date： 2008.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；（24）U-Pu-Zr系金属燃料の物性解析モデルの整備発指針」

    九大院工　守田幸路，有馬立身

    日本原子力学会  2008.9 

    　More details

    Event date： 2008.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 「新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；（25）金属燃料の共晶研究(a)古典分子動力学法によるPu-Fe系の解析モデル」

    豊橋技科大　伊藤高啓，日本システム　氷見正司，九大　有馬立身

    日本原子力学会  2008.9 

    　More details

    Event date： 2008.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • Evaluation of melting point of UO2 by molecular dynamics simulation International conference

    T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki, Y. Tsujita, M. Kinoshita, E. Yakub

    12th Symposium on Thermochemistry and Thermophysics of Nuclear Materials  2008.8 

    　More details

    Event date： 2008.8 - 2008.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Austria  

  • 分子動力学法によるUO2の融点評価

    九大院工　有馬立身，出光一哉，稲垣八穂広，電中研　木下幹康

    日本原子力学会  2008.3 

    　More details

    Event date： 2008.3

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • Evaluation of Mechanical Properties of Stabilized Zirconia and Zirconate Pyrochlore International conference

    T. Matsuo, K. Shimamura, T. Arima, K. Miyata, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    MRS2007 fall meeting  2007.11 

    　More details

    Event date： 2007.11

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Boston   Country：United States  

  • Oxidation Behavior of Zr-Nb alloys at 973-1273 K in Air International conference

    T. Arima, K. Miyata, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    MRS2007 fall meeting  2007.11 

    　More details

    Event date： 2007.11

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Boston   Country：United States  

  • ナノスケールモデルによるガラス溶解反応の基礎的理解

    日揮　千葉保，嶋田秀充，九大院工　有馬立身，稲垣八穂広

    日本原子力学会  2007.9 

    　More details

    Event date： 2007.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；（5）COMPASSコード物性解析モデルの研究開発指針

    九大院工　守田幸路，有馬立身，JAEA　飛田吉春

    日本原子力学会  2007.9 

    　More details

    Event date： 2007.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 分子動力学法によるアメリシウム酸化物の熱伝導度の評価 Invited

    九大院工　内田哲平，有馬立身，稲垣八穂広，出光一哉

    日本原子力学会  2007.9 

    　More details

    Event date： 2007.9

    Country：Japan  

  • パイロクロア型ジルコニウム酸化物の計算科学的手法による弾性率評価

    九大院工　松尾拓也，島村圭一，有馬立身，出光一哉，稲垣八穂広

    日本原子力学会  2007.9 

    　More details

    Event date： 2007.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • ZrO2-Y2O3-Nb2O5系酸化物の酸素イオン拡散に関する研究

    九大院工　吉原隆敏，出光一哉，有馬立身

    日本原子力学会  2007.9 

    　More details

    Event date： 2007.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；（14）金属燃料の共晶研究(a)CALPHAD法および第一原理計算によるアプローチ

    九大院工　有馬立身，守田幸路

    日本原子力学会  2007.9 

    　More details

    Event date： 2007.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；（16）金属燃料の共晶研究(c)第一原理分子動力学法からのアプローチ

    日本システム　氷見正司，小境博，山本雄一，NUPEC　細田誠吾，白川典幸，九大院工　有馬立身

    日本原子力学会  2007.9 

    　More details

    Event date： 2007.9

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • Thermochemical Properties of Americium Dioxide by Molecular Dynamics Simulation International conference

    T. Uchida, K. Kawashima, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    The 8th Asian Thermophysical Properties Conference  2007.8 

    　More details

    Event date： 2007.8

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Fukuoka   Country：Japan  

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発；（５）COMPASSコード物性解析モデルの研究開発指針

    守田幸路、有馬立身、飛田吉春

    日本原子力学会  2007.3 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：名古屋大学   Country：Japan  

  • ITBLを利用した分子動力学法による大規模原子力材料シミュレーションへの取り組み

    辻田祐一、有馬立身、山崎将、出光一哉、中島憲宏、青柳哲雄

    平成17年度電気・情報関連学会中国支部第56回連合大会 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • Molecular dynamics simulation of zirconia-based inert matrix fuel International conference

    T. Arima, S. Yamasaki, S. Torikai, K. Idemitsu, Y. Inagaki, C. Degueldre

    9th IMF Workshop  2003.9 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：British Nuclear Fuels, Sellafield   Country：United Kingdom  

  • ZrO2-Nb2O5の結晶構造および圧力相転移に関する研究

    山下雄生、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    日本原子力学会「2003年秋の大会」  2003.9 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 内部ゲル化法によるジルコニア粒子燃料の開発

    鳥飼悟司、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    日本原子力学会「2003年秋の大会」  2003.9 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 内部ゲル化法によるセリア添加ジルコニア粒子の製造法に関する研究

    山平和宏、鳥飼悟司、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    日本原子力学会九州支部第22回研究発表講演会  2003.12 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • Application of internal gelation to sol-gel synthesis of ceria-doped zirconia microspheres as nuclear fuel analogous materials International conference

    T. Arima, K. Idemitsu, K. Yamahira, S. Torikai, Y. Inagaki

    THE 18th IUPAC INTERNATIONAL CONFERENCE ON CHEMICAL THERMODYNAMICS  2004.8 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Beijin   Country：China  

  • 内部ゲル化法によるセリア添加ジルコニア粒子の製造法に関する研究

    山平和宏、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    第30回固体イオニクス討論会  2004.9 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 硝酸ナトリウム廃液削減処理用サーメット電極の製造法に関する研究

    大賀絵美、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    第30回固体イオニクス討論会  2004.9 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 分子動力学法による(U, Pu)O2の熱伝導度の評価

    山崎将、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    日本原子力学会九州支部第23回研究発表講演会  2004.12 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • 分子動力学法によるUO2+x及び(U, Gd)O2の熱伝導度の評価

    山崎将、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    日本原子力学会「2005年春の年会」  2005.3 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Country：Japan  

  • Evaluation of thermal properties of UO2 and PuO2 by molecular dynamics simulation from 300 K to 2000 K International conference

    T. Arima, S. Yamasaki, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    E-MRS 2005 Spring meeting,10th IMF Workshop  2005.6 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Strasbourg   Country：France  

  • Evaluation of thermal properties of zirconia-based inert matrix fuel by molecular dynamics simulation International conference

    T. Arima, S. Yamasaki, K. Yamahira, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    E-MRS 2005 Spring meeting,10th IMF Workshop  2005.6 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Strasbourg   Country：France  

  • ZrO2-Y2O3-Nb2O5系酸化物の電気伝導度測定

    山名哲平、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    日本原子力学会「2005年春の年会」  2005.9 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：八戸工業大学   Country：Japan  

  • The Evaluation of the Thermal Conductivity of Hyperstoichiometric UO2+x by Molecular Dynamics Simulations International conference

    T. Arima, S. Yamasaki, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    16th Symposium on Thermophysical Properties  2006.8 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Boulder, Colorado   Country：United States  

  • Equilibrium and Non-Equilibrium Molecular Dynamics Simulations of Heat Conduction in Uranium Oxide and the Solid Solution with Plutonium Oxide International conference

    T. Arima, S. Yamasaki, Y. Inagaki, K. Idemitsu

    16th Symposium on Thermophysical Properties  2006.8 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Boulder, Colorado   Country：United States  

  • Thermophysical Properties of Rare-Earth-Stabilized Zirconia and Zirconate Pyrochlores as Surrogates for Actinide-Doped Zirconia International conference

    K. Shimamura, T. Arima, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    16th Symposium on Thermophysical Properties  2006.8 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Boulder, Colorado   Country：United States  

  • パイロクロア型ジルコニウム酸化物の熱機械特性の評価

    島村圭一、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    日本原子力学会  2006.9 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • セリア添加型ジルコニウム酸化物の機械的性質の評価

    松尾拓也、有馬立身、出光一哉、稲垣八穂広

    日本原子力学会  2006.9 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：北海道大学   Country：Japan  

  • Mechanical and crystallographic properties of stabilized-zirconia and zirconate pyrochlore International conference

    T. Arima, K. Shimamura, T. Matsuo, K. Idemitsu, Y. Inagaki

    11th Inert Matrix Fuel Workshop  2006.10 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：Park City, Utah   Country：United States  

  • Thermal conductivity and ralated properties of nuclear oxide fuels by classical molecular dynamics simulation Invited

    有馬立身

    日本原子力学会「先進的原子力システムにおける燃料・材料」研究専門委員会  2006.12 

    　More details

    Presentation type：Oral presentation (general)  

    Venue：（財）電力中央研究所、東京   Country：Japan  

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MISC

  • XAFS 測定による模擬廃棄物ガラスの化学状態評価

    JAEA　永井崇之、下山 巌、岡本芳浩、東北大　秋山大輔、九大　有馬立身

    2020.6

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 古典MD計算による圧縮ベントナイト中のアクチニド核種の収着／拡散挙動の評価

    有馬 立身

    2016.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 珪酸化合物混合加熱によるMOX粉末中のプルトニウム溶解性向上に関する研究

    有馬 立身

    2016.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 分子動力学法を用いたMOX燃料の熱物性評価に関する研究

    有馬 立身

    2014.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • アクチニド等の移行メカニズム解明のための計算科学手法の調査

    有馬 立身

    2014.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • ニアフィールド複雑現象評価に係る核種移行データ取得とメカニズム分析評価技術に関する調査

    有馬 立身

    2014.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • プルトニウム溶解性向上技術に関する研究(III)

    有馬 立身

    2014.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 原子力事故廃棄物の処理処分技術と関連付けた核種移行に関する調査

    有馬 立身

    2013.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 温度勾配を設定した分子動力学法による照射挙動の評価に関する研究

    有馬 立身

    2013.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 「量子科学計算研究」H2４年度報告書

    有馬 立身

    2013.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • SiC-MOXの高温反応物によるPu溶解性向上技術開発に関する研究(II)

    有馬 立身

    2013.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 日揮株式会社産業プロジェクト統括本部原子力・環境プロジェクト事業部学術研究助成報告書，マイクロチャネル流水試験法を用いたVSLガラス固化体の初期溶解速度測定評価

    稲垣八穂広、有馬立身

    2012.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 「量子科学計算研究」H23年度報告書

    有馬立身

    2012.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • SiC-MOXの高温反応物によるPu溶解性向上技術開発に関する研究(I)

    有馬立身

    2012.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 温度勾配を設定した分子動力学法による照射挙動の評価に関する研究

    有馬立身

    2012.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 「量子科学計算研究」H22年度報告書

    有馬立身

    2011.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 温度勾配を設定した分子動力学法による照射挙動の評価に関する研究

    有馬立身

    2011.1

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 原子力システム研究開発事業「新技術を活用した高速炉の次世代安全安全解析手法に関する研究開発」H21年度報告書

    守田幸路、有馬立身

    2010.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 「量子科学計算研究」H21年度報告書

    有馬立身

    2010.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 原子力システム研究開発事業「新技術を活用した高速炉の次世代安全安全解析手法に関する研究開発」H20年度報告書

    守田幸路、有馬立身

    2009.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 財団法人池谷科学技術振興財団研究助成報告書，粒子分散型複合燃料のレーザーフラッシュ法による熱的性質の評価

    有馬立身

    2008.6

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 原子力システム研究開発事業「新技術を活用した高速炉の次世代安全安全解析手法に関する研究開発」H19年度報告書

    有馬立身、守田幸路

    2008.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 財団法人向科学技術振興財団研究助成報告書，硝酸ナトリウム廃液処理用サーメット電極隔膜の製造及び評価

    有馬立身

    2007.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 原子力システム研究開発事業「新技術を活用した高速炉の次世代安全安全解析手法に関する研究開発」H18年度報告書

    有馬立身、守田幸路

    2007.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 日揮株式会社産業プロジェクト統括本部原子力・環境プロジェクト事業部学術研究助成報告書，分子動力学法及び第一原理計算によるガラス溶解反応の基礎的理解

    有馬立身

    2007.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

  • 原子力システム研究開発事業「新技術を活用した高速炉の次世代安全安全解析手法に関する研究開発」H17年度報告書

    有馬立身、守田幸路

    2006.3

    　More details

    Language：Japanese   Publishing type：Internal/External technical report, pre-print, etc.  

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Works

  • 粒子分散型複合燃料のレーザーフラッシュ法による熱的性質の評価

    2007

    　More details

  • 硝酸ナトリウム廃液処理用サーメット電極隔膜の製造及び評価

    2006

    　More details

  • 分子動力学法及び第一原理計算によるガラス溶解反応の基礎的理解

    2006

    　More details

  • Diffusion of Fe and Pu ions in buffer material

    2001

    　More details

  • Sol-gel processing of CERMET fuel

    2000

    　More details

Professional Memberships

  • Society for Discrete Variational Xα

  • The Physical Society of Japan

  • Japan Society of Thermophysical Properties

  • Atomic Energy Society of Japan

  • 日本原子力学会

    　 More details

  • 日本物理学会

    　 More details

  • 日本金属学会

    　 More details

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Academic Activities

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2024年秋の大会  （ Japan ） 2024.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2023年春の年会  （ Japan ） 2023.3

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • Screening of academic papers

    Role(s)： Peer review

    2022

    　More details

    Type：Peer review 

    Number of peer-reviewed articles in foreign language journals：8

    Number of peer-reviewed articles in Japanese journals：1

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2021年春の年会  （ Japan ） 2021.3

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • Screening of academic papers

    Role(s)： Peer review

    2021

    　More details

    Type：Peer review 

    Number of peer-reviewed articles in foreign language journals：9

    Number of peer-reviewed articles in Japanese journals：2

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2020年秋の大会  （ Japan ） 2020.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • Screening of academic papers

    Role(s)： Peer review

    2020

    　More details

    Type：Peer review 

    Number of peer-reviewed articles in foreign language journals：7

    Number of peer-reviewed articles in Japanese journals：1

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2019年秋の大会  （ Japan ） 2019.9 - 2018.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship） International contribution

    The 27th International Conference on Nuclear Engineering  （ Tsukuba, Ibaraki Japan ） 2019.5

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • Screening of academic papers

    Role(s)： Peer review

    2019

    　More details

    Type：Peer review 

    Number of peer-reviewed articles in foreign language journals：19

    Number of peer-reviewed articles in Japanese journals：1

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2018年秋の大会  （ Japan ） 2018.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • Screening of academic papers

    Role(s)： Peer review

    2018

    　More details

    Type：Peer review 

    Number of peer-reviewed articles in foreign language journals：8

  • Screening of academic papers

    Role(s)： Peer review

    2017

    　More details

    Type：Peer review 

    Number of peer-reviewed articles in foreign language journals：9

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会九州支部第35回研究発表講演会  （ Japan ） 2016.12

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 準備委員会　委員

    日本原子力学会2016年秋の大会  （ Japan ） 2016.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2016秋の大会  （ Japan ） 2016.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2016春の年会  （ Japan ） 2016.3

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会九州支部第34回研究発表講演会  （ Japan ） 2015.12

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2015秋の大会  （ Japan ） 2015.10

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 日本原子力学会欧文誌

    2015.5 - 2024.3

    　More details

    Type：Academic society, research group, etc. 

  • 座長（Chairmanship） International contribution

    IUMRS-ICA 2014  （ Japan ） 2014.8

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2014春の年会  （ Japan ） 2014.3

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2013秋の大会  （ Japan ） 2013.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2013春の年会  （ Japan ） 2013.3

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2012秋の大会  （ Japan ） 2012.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会九州支部第30回研究発表講演会  （ Japan ） 2011.12

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 準備委員会　委員

    日本原子力学会2011年秋の大会  （ Japan ） 2011.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 設立準備委員会　委員 International contribution

    アジア核燃料会議（ANFC）  （ Japan ） 2011.3

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会九州支部第29回研究発表講演会  （ Japan ） 2010.12

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2010秋の大会  （ Japan ） 2010.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2009年春の年会  （ Japan ） 2009.3

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会九州支部第27回研究発表講演会  （ Japan ） 2008.12

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2008春の年会  （ Japan ） 2008.3

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2007秋の大会  （ Japan ） 2007.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会「2005年春の年会」  （ Japan ） 2005.3

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    原子力学会九州支部第22回研究発表講演会  （ Japan ） 2003.12

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会「2003年秋の大会」  （ Japan ） 2003.9

    　More details

    Type：Competition, symposium, etc. 

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Research Projects

  • 新型燃料の安全評価に向けた融点測定技術の高度化のための基礎研究

    2025.4 - 2026.1

    日本原子力研究開発機構 

    有馬立身

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Joint research

  • レーザーを用いた分光法的手法によるウラン含有酸化物の高温物性評価

    2025 - 2027

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 新型燃料の安全評価に向けた融点測定技術の高度化のための基礎研究

    2024.10 - 2025.2

    日本原子力研究開発機構 

    有馬立身

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Joint research

  • 超高融点ジルコニウム化合物の融点測定および構造変化の高温その場測定技術の開発

    2024 - 2026

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • レーザー加熱による核燃料の融点測定技術の開発

    2024 - 2025.3

    検査開発（株） 

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Donation

  • 分子動力学計算によるモンモリロナイト中の陰イオン種の層間水－間隙水共存系における移行挙動評価

    2024 - 2025.1

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Donation

  • 酸化物燃料の融点測定に関する研究

    2024 - 2025.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Contract research

  • レーザー照射による各種金属等との相互作用に関する研究

    2024 - 2025.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Contract research

  • 酸化物燃料の融点測定及び温度勾配に関する研究

    2023.10 - 2024.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • レーザー照射による各種金属等との相互作用に関する研究

    2023.9 - 2024.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 超高融点セラミックスのレーザー局所加熱を用いた融点測定法の高度化

    2023 - 2025

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 分子動力学計算によるモンモリロナイト中のアクチニルイオン及び炭酸錯体の層間水－間隙水共存系における移行挙動評価

    2023

    　 More details

    Grant type：Donation

  • 超高温環境下におけるウラン酸化物及び固化ガラスの局所構造と化学状態の関係解明

    2022 - 2024

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 分子動力学計算によるモンモリロナイト中のネプツニルイオン及び炭酸錯体の層間水－間隙水共存系における移行挙動評価

    2022

    　 More details

    Grant type：Donation

  • 高温環境下におけるウラン酸化物およびウラン含有ガラスの局所構造・化学状態解析

    2021 - 2023

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 分子動力学計算によるモンモリロナイト中のウラニルイオン及び炭酸錯体の層間水－間隙水共存系における移行挙動評価

    2021

    　 More details

    Grant type：Donation

  • 希土類元素含有ウラン酸化物の構造及び熱物性評価

    2020.4 - 2022.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • マイナーアクチニド含有低除染燃料による高速炉リサイクルの実証研究

    2020.1 - 2023.3

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

    マイナーアクチニド含有低除染燃料を用いた高速炉リサイクル技術を実証することによって放射性廃棄物減容・有害度低減を達成する。高速炉燃料の再処理・MA 回収によって得られたフィードストック原料を用いて、Np、Am、Cm とFPを含む多元系燃料を研究対象とする。燃料の通常時の健全性及び過渡時の安全性を評価し、燃料性能を検証するために必要な6 つの研究課題（①フィードストック原料を用いた原料粉末の調製、②遠隔燃料製造技術、③MA 含有MOX燃料の基礎物性データベースと燃料設計、④分析技術開発とMA の核変換評価、⑤PIE 技術開発及び⑥TREAT による過渡照射試験）を通して、高速炉MA リサイクル実証のための主要な燃料技術を開発する。本研究には、フィードストック原料を実際に用いた研究や照射済MOX 燃料の過渡試験を含んでおり、原料調製から照射試験のすべての燃料技術について実燃料を用いた研究開発を実施する。

  • 超高温環境下におけるウラン酸化物のXAFS法による局所構造解析

    2020 - 2022

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 分子動力学計算によるモンモリロナイト中のアクチニド炭酸錯体の層間水－間隙水共存系における移行挙動評価

    2020

    　 More details

    Grant type：Donation

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発

    2019.9 - 2023.3

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

    福島原子力発電所の事故以降、設計基準事故を超えたシビアアクシデントを含む設計拡張状態を考慮することが求められており、その発生防止方策を原子炉の設計上考慮することが重要となっている。本研究では、高速炉の炉心損傷事故の発生防止に関する設計対策として提案する、集合体型の受動的炉停止デバイスの工学的な成立性について検討する。一部の燃料集合体に置き換えて装荷する本デバイスは、深層防護の第４層における受動的炉停止機構として、事故時にピン内で液相化した燃料を反応度価値の低い領域に移動させることで未臨界状態を維持し炉心損傷を防止する。本研究では、デバイスに用いる燃料の候補材、事故時の燃料移動を実現するピン構造、デバイス動作時の核・熱流動特性等の観点から総合的に検討を行い、本受動的炉停止デバイスの実現性を示す。

  • 溶融塩炉の基盤となる溶融塩循環ループ技術の開発

    2019.9 - 2022.3

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

    本研究は、溶融塩炉の基盤となり、脱炭素社会に発電、水素製造等への適用で技術、コスト面で有効と考えられる溶融塩循環ループの開発と実用化を主軸とするものである。

  • 核燃料施設におけるウラン除染技術に関する研究

    2019.9 - 2020.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 酸化物燃料基礎物性および温度勾配下における燃料挙動に関する研究

    2019.8 - 2020.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 高速炉における炉心損傷事故の発生を防止する受動的炉停止デバイスの開発

    2019 - 2022

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Contract research

  • マイナーアクチニド含有低除染燃料による高速炉リサイクルの実証研究

    2019 - 2022

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Contract research

  • 低融点アクチニド合金融体の熱物性評価と光計測システムの開発

    2019 - 2021

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (C)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • ウラン化合物と短パルス光の相互作用に関する研究

    2018.11 - 2023.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 温度勾配下における燃料挙動に関する研究

    2018.9 - 2019.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • アクチニド合金融体熱物性評価に向けた光計測システムと分子動力学的計算手法の構築

    2018 - 2020

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (C)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 融点・放射率同時測定手法の高度化に関する研究

    2017.10 - 2018.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 天然有機物とIV価核種の錯形成データ取得および粘土鉱物のCs収着メカニズムに関する情報取得

    2017.9 - 2018.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 核形成機構に着目したHeガスバブルサイズ制御法の確立によるスエリングの抑制

    2017 - 2019

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Scientific research funding

  • アクチニド化合物の超高温物性計測法へのレーザー技術の応用

    2017 - 2019

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 安全性・経済性向上を目指したMA核変換用窒化物燃料サイクルに関する研究開発

    2016.12 - 2020.3

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

    本提案では、核変換用燃料サイクル、ここではUを含まないMA高含有燃料（TRUの窒化物を不活性母材で希釈したセラミックス燃料）による核変換用燃料サイクルに関して、「基礎研究」から「準工学研究」へ進むための工学的見通しを得ることを目的とする。想定される実規模の燃料サイクルの各プロセスを見据え、安全性と経済性向上を目指した上で、燃料製造技術開発、燃料安全性挙動評価、燃料処理技術開発の3項目を実施する。

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発

    2016.12 - 2020.3

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

    本研究開発はMAを含む高レベル廃液をより化学的に安定な仮焼体として保管することを提案し、ロータリーキルン法顆粒化試験及び加圧/加熱高密度化試験等により実用的な顆粒体製造技術開発を行うと同時に、製造した模擬廃棄物顆粒体の基礎特性試験結果を基に、顆粒体貯蔵設備設計、長期貯蔵の材料化学的安定性や収納キャニスタの健全性評価、廃液再生確認試験等により柔軟な廃棄物管理法の実用化に向けた技術開発を行う。また、廃棄物処理処分条件等が変化した場合の潜在的有害度や処分場面積の低減効果を評価して柔軟な廃棄物管理法の有効性を確認すると共に、MA含有燃料の発熱量減少により燃料製造の信頼性・経済性向上に寄与する可能性について評価する。

  • 古典MD計算による圧縮ベントナイト中のアクチニド核種の吸着／拡散挙動の評価

    2016.9 - 2017.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 融点・放射率同時測定手法の開発及びCe珪酸塩の生成・溶解試験

    2016.6 - 2017.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • MA分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の実用化開発(4)廃棄物顆粒体貯蔵技術開発③貯蔵用キャニスタ健全性評価＞

    2016 - 2019

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Contract research

  • 安全性・経済性向上を目指したMA核変換用窒化物燃料サイクルに関する研究開発ー模擬窒化物燃料の液相生成温度評価

    2016 - 2019

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Contract research

  • 高温融体の動的物性と局所構造のマルチスケール解析手法の開発

    2016 - 2018

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 光ピックアップ法による溶融ガラスの粘性率評価

    2016 - 2017

    Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for challenging Exploratory Research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 福島第一原子力発電所の燃料デブリ分析・廃炉技術に関わる研究・人材育成

    2015.12 - 2020.3

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

    福井大学が中心となり西日本の大学や研究機関が連携し、原子力機構、原子力損害賠償、廃炉支援機構、技術研究組合国際廃炉研究開発機構、東京電力との情報交換を密にして、現場のニーズを踏まえた「廃炉措置技術」、「燃料デブリ分析」および「廃炉技術開発」に関する基盤研究および人材育成を行う。

  • 高汚染吸着材廃棄物の処理処分技術の確立と高度化 International coauthorship

    2015.12 - 2018.3

    九州大学（日本） 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

    福島第一原子力発電所の廃炉作業で発生する主要な廃棄物の一つとして、各種の吸着材廃棄物が挙げられ、その安全で合理的な処理•処分には、最適な安定固化処理方法の確立が必要である。ここでは、
    各種吸着材廃棄物の安定固化処理方法について、固化体の製造容易性と貯蔵•処分時の性能（減容率、核種固定化率、熱的特性、化学的耐久性、等）を含めた総合性能の観点から体系的に検討評価し、安
    全で合理的な処理•処分のための最適な処理方法及び処理条件を提案することを目的とする。

  • 珪酸化合物混合加熱によるMOX粉末中のプルトニウム溶解性向上に関する研究

    2015.11 - 2016.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 古典MD計算による圧縮ベントナイト中のアクチニド核種の吸着／拡散挙動の評価

    2015.9 - 2016.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 福島第一原子力発電所の燃料デブリ分析・廃炉技術に関わる研究・人材育成－燃料デブリの融点評価

    2015 - 2019

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Contract research

  • アクチノイド融体物理化学を拓くウラン合金高温物性評価

    2015 - 2017

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (A)

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Scientific research funding

  • 二光束レーザー干渉を利用した溶融燃料の表面波解析による動的物性評価

    2015 - 2017

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 高汚染吸着材廃棄物の処理処分技術の確立と高度化

    2015 - 2017

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Contract research

  • 珪酸塩合成によるMOX粉末中のプルトニウム溶解性向上に関する研究

    2014.12 - 2015.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • アクチニド等の移行メカニズム解明のための計算科学的手法の調査

    2014.11 - 2015.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 分子動力学法によるMA-MOX燃料の奏耕勿性評価に関する研究

    2014.9 - 2014.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • レーザー加熱融点測定の実用化及び高温融体の表面挙動解析による動的物性評価

    2014 - 2016

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 溶融燃料の粘性および表面張力評価への光散乱法の適用

    Grant number：26630486  2014 - 2015

    Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for challenging Exploratory Research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • マイナーアクチニド分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の研究開発

    2013.10 - 2015.3

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

    核燃料サイクルから発生する高レベル放射性廃棄物の環境負荷低減のためのマイナーアクチニド（MA）分離変換技術の有効性の向上を目指し、高レベル放射性廃棄物をMA分離変換の直前まで安定かつ再生可能な形態（顆粒体）で冷却貯蔵する柔軟な廃棄物管理法を開発することを目的とする。性、化学的耐久性、等）を含めた総合性能の観点から体系的に検討評価し、安
    全で合理的な処理•処分のための最適な処理方法及び処理条件を提案することを目的とする。

  • プルトニウム溶解性向上技術開発に関する研究(III)

    2013.9 - 2014.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • アクチニド等の移行メカニズム解明のための計算科学的手法の調査

    2013.9 - 2014.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 分子動力学法を用いたMOX燃料の熱物性評価に関する研究

    2013.9 - 2014.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • レーザー融解を用いた燃料融点評価法の開発

    2013.5 - 2015.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 計算科学的手法を用いた新型燃料における拡散係数評価

    2013.5 - 2015.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • アクチニド酸化物の融点・放射率同時測定装置の実用化技術の開発

    2013 - 2015

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • マイナーアクチニド分離変換技術の有効性向上のための柔軟な廃棄物管理法の研究開発

    2013 - 2014

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Contract research

  • Benchmark Analysis of an EBR-II Shutdown Heat Removal Test International coauthorship

    2012.9 - 2015.9

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

  • Processing Technologies for High Level Waste, Formulation of Matrices and Characterization of Waste Forms International coauthorship

    2012.9 - 2015.9

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

  • 計算科学的手法によるUの拡散・収着メカニズムの調査

    2012.9 - 2013.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 過酷事故時におけるホウ化物系制御材と炉心構造材の反応模擬試験

    2012 - 2014

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 融解状態における核燃料の放射率測定装置の開発

    Grant number：24656571  2012 - 2013

    Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for challenging Exploratory Research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • マイクロチャネル流水試験法を用いたVSLガラス固化体の初期溶解速度測定評価

    2012

    　 More details

    Grant type：Donation

  • SiC-MOXの高温反応物によるPu溶解性向上技術開発に関する研究

    2011.11 - 2013.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • Pu含有燃料のMD法による大規模高精度材料シミュレーション

    2011.4 - 2013.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • レーザー局所加熱による核燃料の融点・放射率同時測定装置の開発

    2011 - 2013

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 処分環境下におけるヨウ素の物理・化学的振るまいの先進的解析手法の開発

    2011 - 2012

    Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for challenging Exploratory Research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • マイクロチャネル流水試験法を用いたVSLガラス固化体の初期溶解速度測定評価

    2011

    　 More details

    Grant type：Donation

  • 核種の安定性に関する量子化学計算モデルの開発

    2010.9 - 2013.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 温度勾配を設定した分子動力学法による照射挙動の評価に関する研究

    2010.7 - 2013.1

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • レーザー加熱による核燃料の融点測定技術の開発と融解現象の数値シミュレーション

    2010 - 2012

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • レーザー加熱を利用したアクチニド酸化物の融点測定装置の開発

    Grant number：22656213  2010

    Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for challenging Exploratory Research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 量子化学計算研究

    2009.9 - 2012.12

    日本 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

  • 量子化学計算研究

    2009.9 - 2010.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • セラミックス粒子燃料の環境調和型合成法の開発

    2009

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (C)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • AmのMOX燃料中における拡散挙動に関する研究

    2008.5 - 2011.3

    九州大学大学院工学研究院エネルギー量子工学部門 

    　 More details

    Authorship：Principal investigator 

  • 次世代燃料サイクルに適合した環境調和型燃料に関する研究

    2008 - 2010

    Japan Society for the Promotion of Science  Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • AmのMOX燃料中における拡散挙動に関する研究

    2008 - 2010

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Contract research

  • 環境に調和したセラミック粒子燃料合成法の開発

    2008 - 2009

    Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for Exploratory Research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 複合燃料に関する熱伝導特性の実験的評価及びマルチスケール解析

    Grant number：5606  2007 - 2008

    Grants-in-Aid for Scientific Research  Grant-in-Aid for General Research (C)

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Scientific research funding

  • 平成19年度（財）池谷科学技術振興財団研究助成金／粒子分散型複合燃料のレーザーフラッシュ法による熱的性質の評価

    2007

    　 More details

    Grant type：Donation

  • 分子動力学法及び第一原理計算によるガラス溶解反応の基礎的理解

    2006.4 - 2008.3

    Research commissions

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • イナートマトリックス燃料の製造及び設計に関する研究開発

    2006 - 2008

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Contract research

  • 向科学技術振興財団研究助成金／硝酸ナトリウム廃液処理用サーメット電極隔膜の製造及び評価

    2006

    　 More details

    Grant type：Donation

  • ITBLシステムを利用したPu含有燃料のMD法による大規模シミュレーション

    2005.4 - 2011.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • 原子力システム研究開発事業，新技術を活用した高速炉の次世代安全安全解析手法に関する研究開発

    2005.4 - 2010.3

    東京大学、九州大学、豊橋技術科学大学 

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s) 

  • 新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発

    2005 - 2009

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Contract research

  • 高速炉に適したイナートマトリックス燃料の材料設計に関する研究

    2005 - 2007

    原子力システム研究開発事業

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Contract research

  • 緩衝材中の鉄イオン及びネプツニウムイオンの拡散挙動

    2003.4 - 2006.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Principal investigator  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

  • ゾルゲル法を用いたCERMET燃料・固化体製造に関する研究

    2002.4 - 2005.3

    Joint research

    　 More details

    Authorship：Coinvestigator(s)  Grant type：Other funds from industry-academia collaboration

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Educational Activities

  • 核燃料工学、量子物理工学演習，量子理工学実験，創造科学工学基礎実験を中心に教育活動を行っている。

Class subject

  • 創造科学工学基礎実験

    2025.10 - 2026.3   Second semester

  • 核燃料工学展望Ⅱ

    2025.6 - 2025.8   Summer quarter

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2025.4 - 2026.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2025.4 - 2026.3   Full year

  • 量子物理工学実験

    2025.4 - 2026.3   Full year

  • データ解析概論

    2025.4 - 2025.9   First semester

  • 核燃料工学展望Ⅰ

    2025.4 - 2025.6   Spring quarter

  • 不定比材料工学

    2024.10 - 2025.3   Second semester

  • 原子力数値シミュレーション

    2024.10 - 2025.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2024.10 - 2025.3   Second semester

  • 核燃料工学展望Ⅱ

    2024.6 - 2024.8   Summer quarter

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2024.4 - 2025.3   Full year

  • 量子物理工学実験

    2024.4 - 2025.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2024.4 - 2025.3   Full year

  • データ解析概論

    2024.4 - 2024.9   First semester

  • 核燃料工学展望Ⅰ

    2024.4 - 2024.6   Spring quarter

  • 不定比材料工学

    2023.10 - 2024.3   Second semester

  • 原子力数値シミュレーション

    2023.10 - 2024.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2023.10 - 2024.3   Second semester

  • 核燃料工学展望Ⅱ

    2023.6 - 2023.8   Summer quarter

  • 核燃料工学Ⅱ

    2023.6 - 2023.8   Summer quarter

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2023.4 - 2024.3   Full year

  • 量子物理工学実験

    2023.4 - 2024.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2023.4 - 2024.3   Full year

  • データ解析概論

    2023.4 - 2023.9   First semester

  • 核燃料工学展望Ⅰ

    2023.4 - 2023.6   Spring quarter

  • 核燃料工学Ｉ

    2023.4 - 2023.6   Spring quarter

  • 原子力数値シミュレーション

    2022.10 - 2023.3   Second semester

  • 課題集約演習

    2022.10 - 2023.3   Second semester

  • 量子理工学演習I

    2022.10 - 2023.3   Second semester

  • 量子理工学演習II

    2022.10 - 2023.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2022.10 - 2023.3   Second semester

  • エネルギー科学卒業研究

    2022.4 - 2023.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2022.4 - 2023.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2022.4 - 2023.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2022.4 - 2023.3   Full year

  • 量子理工学実験

    2022.4 - 2022.9   First semester

  • 原子力数値シミュレーション

    2021.10 - 2022.3   Second semester

  • 課題集約演習

    2021.10 - 2022.3   Second semester

  • 量子理工学演習I

    2021.10 - 2022.3   Second semester

  • 量子理工学演習II

    2021.10 - 2022.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2021.10 - 2022.3   Second semester

  • 自然科学総合実験

    2021.6 - 2021.8   Summer quarter

  • エネルギー科学卒業研究

    2021.4 - 2022.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2021.4 - 2022.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2021.4 - 2022.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2021.4 - 2022.3   Full year

  • 量子理工学実験

    2021.4 - 2021.9   First semester

  • 課題集約演習

    2020.10 - 2021.3   Second semester

  • 原子力数値シミュレーション

    2020.10 - 2021.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2020.10 - 2021.3   Second semester

  • 量子理工学演習II

    2020.10 - 2021.3   Second semester

  • 量子理工学演習I

    2020.10 - 2021.3   Second semester

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2020.4 - 2021.3   Full year

  • エネルギー科学卒業研究

    2020.4 - 2021.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2020.4 - 2021.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2020.4 - 2021.3   Full year

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2020.4 - 2020.9   First semester

  • 量子理工学実験

    2020.4 - 2020.9   First semester

  • 課題集約演習

    2019.10 - 2020.3   Second semester

  • 原子力数値シミュレーション

    2019.10 - 2020.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2019.10 - 2020.3   Second semester

  • 量子理工学演習II

    2019.10 - 2020.3   Second semester

  • 量子理工学演習I

    2019.10 - 2020.3   Second semester

  • エネルギー科学卒業研究

    2019.4 - 2020.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2019.4 - 2020.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2019.4 - 2020.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2019.4 - 2020.3   Full year

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2019.4 - 2019.9   First semester

  • 量子理工学実験

    2019.4 - 2019.9   First semester

  • 原子力数値シミュレーション

    2018.10 - 2019.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2018.10 - 2019.3   Second semester

  • 量子理工学演習II

    2018.10 - 2019.3   Second semester

  • 量子理工学演習I

    2018.10 - 2019.3   Second semester

  • 課題集約演習

    2018.10 - 2019.3   Second semester

  • エネルギー科学卒業研究

    2018.4 - 2019.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2018.4 - 2019.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2018.4 - 2019.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2018.4 - 2019.3   Full year

  • 量子理工学実験

    2018.4 - 2018.9   First semester

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2018.4 - 2018.9   First semester

  • 原子力数値シミュレーション

    2017.10 - 2018.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2017.10 - 2018.3   Second semester

  • 量子理工学演習II

    2017.10 - 2018.3   Second semester

  • 量子理工学演習I

    2017.10 - 2018.3   Second semester

  • 課題集約演習

    2017.10 - 2018.3   Second semester

  • エネルギー科学卒業研究

    2017.4 - 2018.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2017.4 - 2018.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2017.4 - 2018.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2017.4 - 2018.3   Full year

  • 量子理工学実験

    2017.4 - 2017.9   First semester

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2017.4 - 2017.9   First semester

  • 原子力数値シミュレーション

    2016.10 - 2017.3   Second semester

  • プログラミング演習

    2016.10 - 2017.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2016.10 - 2017.3   Second semester

  • 量子理工学演習II

    2016.10 - 2017.3   Second semester

  • 量子理工学演習I

    2016.10 - 2017.3   Second semester

  • 課題集約演習

    2016.10 - 2017.3   Second semester

  • エネルギー科学卒業研究

    2016.4 - 2017.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2016.4 - 2017.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2016.4 - 2017.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2016.4 - 2017.3   Full year

  • 量子理工学実験

    2016.4 - 2016.9   First semester

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2016.4 - 2016.9   First semester

  • 課題集約演習

    2015.10 - 2016.3   Second semester

  • 量子理工学演習II

    2015.10 - 2016.3   Second semester

  • 原子力数値シミュレーション

    2015.10 - 2016.3   Second semester

  • プログラミング演習

    2015.10 - 2016.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2015.10 - 2016.3   Second semester

  • 量子理工学演習I

    2015.10 - 2016.3   Second semester

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2015.4 - 2016.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2015.4 - 2016.3   Full year

  • エネルギー科学卒業研究

    2015.4 - 2016.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2015.4 - 2016.3   Full year

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2015.4 - 2015.9   First semester

  • 量子理工学実験

    2015.4 - 2015.9   First semester

  • 課題集約演習

    2014.10 - 2015.3   Second semester

  • プログラミング演習

    2014.10 - 2015.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2014.10 - 2015.3   Second semester

  • 量子理工学演習I

    2014.10 - 2015.3   Second semester

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2014.4 - 2015.3   Full year

  • エネルギー科学卒業研究

    2014.4 - 2015.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2014.4 - 2015.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2014.4 - 2015.3   Full year

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2014.4 - 2014.9   First semester

  • 量子理工学実験

    2014.4 - 2014.9   First semester

  • 課題集約演習

    2013.10 - 2014.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2013.10 - 2014.3   Second semester

  • 量子理工学演習Ｉ

    2013.10 - 2014.3   Second semester

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2013.4 - 2014.3   Full year

  • エネルギー科学卒業研究

    2013.4 - 2014.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2013.4 - 2014.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2013.4 - 2014.3   Full year

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2013.4 - 2013.9   First semester

  • 量子理工学実験

    2013.4 - 2013.9   First semester

  • 原子炉物理学特論および実験

    2013.4 - 2013.9   First semester

  • 課題集約演習

    2012.10 - 2013.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2012.10 - 2013.3   Second semester

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2012.4 - 2013.3   Full year

  • エネルギー科学卒業研究

    2012.4 - 2013.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2012.4 - 2013.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2012.4 - 2013.3   Full year

  • 核燃料サイクル実験

    2012.4 - 2012.9   First semester

  • 量子理工学実験

    2012.4 - 2012.9   First semester

  • 課題集約演習

    2011.10 - 2012.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2011.10 - 2012.3   Second semester

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2011.4 - 2012.3   Full year

  • エネルギー科学卒業研究

    2011.4 - 2012.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2011.4 - 2012.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2011.4 - 2012.3   Full year

  • 核燃料サイクル実験

    2011.4 - 2011.9   First semester

  • 量子理工学実験

    2011.4 - 2011.9   First semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2010.10 - 2011.3   Second semester

  • 課題集約演習

    2010.10 - 2011.3   Second semester

  • エネルギー科学卒業研究

    2010.4 - 2011.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2010.4 - 2011.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2010.4 - 2011.3   Full year

  • 量子理工学実験

    2010.4 - 2010.9   First semester

  • 核燃料サイクル実験

    2010.4 - 2010.9   First semester

  • 課題集約演習

    2009.10 - 2010.3   Second semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2009.10 - 2010.3   Second semester

  • エネルギー物質科学実験B

    2009.4 - 2010.3   Full year

  • エネルギー科学卒業研究

    2009.4 - 2010.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2009.4 - 2010.3   Full year

  • 核燃料サイクル実験

    2009.4 - 2009.9   First semester

  • 量子理工学実験

    2009.4 - 2009.9   First semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2008.10 - 2009.3   Second semester

  • 材料科学実験

    2008.10 - 2009.3   Second semester

  • 課題集約演習

    2008.10 - 2009.3   Second semester

  • エネルギー科学卒業研究

    2008.4 - 2009.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2008.4 - 2009.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2008.4 - 2009.3   Full year

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2008.4 - 2009.3   Full year

  • 量子理工学実験

    2008.4 - 2008.9   First semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2007.10 - 2008.3   Second semester

  • 課題集約演習

    2007.10 - 2008.3   Second semester

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2007.4 - 2008.3   Full year

  • エネルギー科学卒業研究

    2007.4 - 2008.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2007.4 - 2008.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2007.4 - 2008.3   Full year

  • 材料科学実験

    2007.4 - 2007.9   First semester

  • 量子理工学実験

    2007.4 - 2007.9   First semester

  • 創造科学工学基礎実験

    2006.10 - 2007.3   Second semester

  • 課題集約演習

    2006.10 - 2007.3   Second semester

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2006.4 - 2007.3   Full year

  • エネルギー物質科学実験B

    2006.4 - 2007.3   Full year

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2006.4 - 2007.3   Full year

  • エネルギー科学科卒論研究

    2006.4 - 2007.3   Full year

  • 量子理工学実験

    2006.4 - 2006.9   First semester

  • 材料科学実験

    2006.4 - 2006.9   First semester

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FD Participation

  • 2025.3   Role：Participation   Title：全学FD「M2B講習会」

    Organizer：University-wide

  • 2022.5   Role：Participation   Title：若手教員による研究紹介④ 　「量子コンピュータ・システム・アーキテクチャの研究～道具になることを目指して～」

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2020.12   Role：Participation   Title：Moodleによるe-learning実施報告

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2020.5   Role：Participation   Title：オンサイト授業 vs. オンライン授業：分かったこと，変わったこと

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2016.3   Role：Participation   Title：原子力人材育成発表講習会

    Organizer：Undergraduate school department

  • 2016.1   Role：Participation   Title：国際規制物資の利用に関する講習会

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2016.1   Role：Participation   Title：ELITE九大研修・講習会

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2015.3   Role：Participation   Title：原子力人材育成発表講習会

    Organizer：Undergraduate school department

  • 2014.8   Role：Participation   Title：新GPA制度実施に向けたFD

    Organizer：University-wide

  • 2013.11   Role：Participation   Title：平成25年度工学部（府）FD　著作権と機関リポジトリ　博士論文のインターネット公表に関連して

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2013.3   Role：Participation   Title：平成24年度第2回工学部（府）FD

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2012.2   Role：Participation   Title：国際工学教育環境整備と若手教員の海外派遣

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2012.2   Role：Participation   Title：人材育成を通した産学連携～北海道大学の施策～

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2011.2   Role：Participation   Title：工学教育の質向上（九州大学工学部における工学教育に求められているもの）

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2010.6   Role：Participation   Title：平成21年度教育の質向上支援プログラム　ハワイ大学英語教育研修報告

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2009.12   Role：Participation   Title：原子力人材育成プログラム「チャレンジ原子力体感プログラム」報告会

    Organizer：Undergraduate school department

  • 2009.3   Role：Participation   Title：授業改善の取り組み

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2008.3   Role：Participation   Title：原子力人材育成発表講演会

    Organizer：Undergraduate school department

  • 2007.3   Role：Participation   Title：工学部（府）FD

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2007.1   Role：Participation   Title：メンタルヘルス講習会

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2007.1   Role：Participation   Title：助教FD

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

  • 2006.6   Role：Participation   Title：メンタルヘルス講習会

    Organizer：[Undergraduate school/graduate school/graduate faculty]

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Teaching Student Awards

  • 学会講演賞

    Year and month of award：2024.9

    Classification of award-winning students：Postgraduate student   Name of award-winning student：吉富順平

    　 More details

    2024年原子力学会秋の大会学会講演賞

Outline of Social Contribution and International Cooperation activities

  • QJサイエンスからの受託研究で、計算科学的手法によるU及びNpのモンモリロナイト中での拡散・収着メカニズムの調査を行っている。
    日本原子力研究開発機構との共同研究で、ウラン化合物と短パルス光の相互作用に関する研究を行っている。
    三菱マテリアル株式会社からの受託研究で、計算科学的手法によるUの拡散・収着メカニズムの調査を行った。
    日本原子力研究開発機構からの受託研究で、分子動力学法によるMOX燃料の熱物性評価に関する調査・研究を行った。
    日本原子力研究開発機構からの受託研究で、SiC-MOXの高温反応物によるPu溶解性向上技術開発に関する研究を行なった。
    IAEA提案型公募型事業として、Benchmark Analysis of an EBR-II Shutdown Heat Removal Testの研究を行った。
    IAEA提案型公募型事業として、Processing Technologies for High Level Waste, Formulation of Matrices and Characterization of Waste Formsの研究を行った。
    日本原子力研究開発機構からの受託研究で、温度勾配下における物質の移行挙動についてMD法に評価を行った。
    東京工業大学、愛媛大学、室蘭工業大学及び産業総合研究所と共同で、計算科学からのバックエンドにおける核種の移行挙動の評価を行った。
    日本原子力研究開発機構、近畿大学と共同研究で、Pu含有燃料のMD法による評価手法の開発を行った。
    日本原子力研究開発機構と共同研究で、MOX燃料中のアクチニドの拡散挙動に関する研究を行った。
    核燃料サイクル機構と共同研究で、緩衝剤中の鉄イオン及びネプツニウムイオンの拡散挙動の研究を行った。
    核燃料サイクル機構と共同研究で、サーメット燃料の研究を行った。
    動燃事業団と共同研究で、FBR燃料の照射後試験を行った。
    日本原子力研究所と共同研究で、二酸化ウラン中のMoの拡散の研究を行った。
    日本原子力研究所の受託研究で、燃料被覆管の健全性の研究を行った。

Social Activities

  • 世界一行きたい科学広場inふくおか2019

    世界一行きたい科学広場ふくおか実行委員会  福岡市科学館  2019.10

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Lecture

  • 世界一行きたい科学広場inふくおか2018

    世界一行きたい科学広場ふくおか実行委員会  福岡国際センター  2018.8

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Lecture

  • 平成29年度佐賀県原子力防災研修会

    日本原子力文化財団、佐賀県  マリトピア(佐賀県)  2017.8

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Research consultation

  • 平成28年度佐賀県原子力防災研修会

    日本原子力文化財団、佐賀県  マリトピア(佐賀県)  2016.9

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Research consultation

  • 応用物理学会リフレッシュ理科教室

    福岡市立​​少年科学文化会館  2015.11

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 平成27年度佐賀県原子力防災研修会

    日本原子力文化財団、佐賀県  佐賀市文化会館  2015.9

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Research consultation

  • 北九州ゆめみらいワーク

    北九州市  西日本総合展示場  2015.8

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Other

  • 燃料物性挙動評価WG

    独立行政法人　日本原子力研究開発機構  東京  2015.3

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Other

  • 読売新聞西部本社の依頼による科学実験講座

    有田町立有田中部小学校  2014.7

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 読売新聞西部本社の依頼による科学実験講座

    別府市立境川小学校  2014.6

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 原子力文化振興財団の助成による放射線出前講座

    まもるーむ福岡  2013.11

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • こども夢基金科学実験出前講座

    九州エネルギー館  2013.2

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 科学実験出前講座

    阿蘇市立阿蘇中学校  2012.12

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • ゆめ基金科学実験出前講座

    まもるーむ福岡  2012.12

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • こども夢基金科学実験出前講座

    福岡県立青少年科学館  2012.10

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • こども夢基金科学実験出前講座

    九州エネルギー館  2012.9

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 科学実験講座

    平尾小学校  2011.3

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 科学実験講座

    唐津市相知中学校  2011.1

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 科学実験講座

    伊万里市青嶺中学校  2010.6

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 九州エネルギー学園／一般市民へのエネルギー教育啓発活動

    九州電力福岡支店  福岡市立市民会館  2010.3

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Lecture

  • 燃料物性挙動評価WG

    独立行政法人　日本原子力研究開発機構  東京  2010.3

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Other

  • みらいキッズ科学実験講座

    九州エネルギー館  2010.2

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 科学実験教室

    天草市立倉岳中学校  2009.10

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • SSH（スーパーサイエンスハイスクール）実験・実習体験講座

    熊本県立第二高等学校  2009.10

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 科学実験教室

    上天草市立大道中学校  2009.9

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 科学実験教室

    熊本市立東野中学校  2009.9

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 科学実験教室

    九州電力北九州支店  2009.7

    　More details

    Audience：Infants,　Schoolchildren,　Junior students,　High school students

    Type：Seminar, workshop

  • 燃料物性挙動評価WG

    独立行政法人　日本原子力研究開発機構  東京  2008.12

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Other

  • 地球環境とエネルギー「地球温暖化最前線」

    九州大学工学部環境システム科学研究センター  九州大学伊都キャンパス  2007.6

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Lecture

  • 地球環境とエネルギー～私たちの身近な里山環境～

    環境システム科学研究センター  九州大学国際ホール  2006.6

    　More details

    Audience：General,　Scientific,　Company,　Civic organization,　Governmental agency

    Type：Lecture

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Activities contributing to policy formation, academic promotion, etc.

  • 2018.11 - 2025.3   原子力規制庁

    燃料技術評価検討会

  • 2015.6 - 2019.3   日本原子力学会

    軽水炉燃料等の安全高度化ロードマップの検討

Travel Abroad

  • 2017.5

    Staying countory name 1：United States   Staying institution name 1：Hilton Waikoloa Village

  • 2016.7

    Staying countory name 1：United Kingdom   Staying institution name 1：Imperial College London

    Staying institution name 2：The University of Sheffield

  • 2014.10 - 2014.11

    Staying countory name 1：United States   Staying institution name 1：Hilton Clearwater

  • 2013.5

    Staying countory name 1：France   Staying institution name 1：Congress Center Strasbourg

  • 2012.5

    Staying countory name 1：France   Staying institution name 1：Congress Center Strasbourg

  • 2010.10

    Staying countory name 1：Germany   Staying institution name 1：Karlsruhe's Centre for Art and Media

    Staying institution name 2：Institute for Transuranium Elements

  • 2009.7

    Staying countory name 1：United States   Staying institution name 1：Grand Hyatt San Francisco

    Staying institution name 2：UC Berkeley, California university

  • 2008.8 - 2008.9

    Staying countory name 1：Austria   Staying institution name 1：Parkhotel, Portschach

  • 2007.11

    Staying countory name 1：United States   Staying institution name 1：Sheraton hotel, Boston, MA, USA

  • 2006.10

    Staying countory name 1：United States   Staying institution name 1：Park City Marriott

  • 2006.7 - 2006.8

    Staying countory name 1：United States   Staying institution name 1：Colorado University

  • 2005.5 - 2005.6

    Staying countory name 1：France   Staying institution name 1：Congress Center Strasbourg

  • 2004.8

    Staying countory name 1：China   Staying institution name 1：Frangrant Hill Hotel

  • 2003.9

    Staying countory name 1：United Kingdom   Staying institution name 1：British Nuclear Fuels

  • 2000.6 - 2000.7

    Staying countory name 1：Switzerland   Staying institution name 1：Paul Scherrer Institute

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