2025/06/11 更新

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アリマ　タツミ
有馬 立身
ARIMA TATSUMI
所属
工学研究院 エネルギー量子工学部門 助教
工学部 量子物理工学科（併任）
工学府 量子物理工学専攻（併任）
職名
助教
連絡先
メールアドレス
電話番号
0928023496
プロフィール
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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研究分野

  • エネルギー / 原子力工学

学位

  • 博士（工学）

学歴

  • 筑波大学   工学研究科   物理工学

    - 1994年

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    国名：日本国

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  • 筑波大学   Graduate School, Division of Engineering  

    - 1994年

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  • 筑波大学   基礎工学部   物理工学

    - 1989年

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    国名：日本国

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  • 筑波大学   Faculty of Engineering Science  

    - 1989年

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研究テーマ・研究キーワード

  • 研究テーマ： 高温物性

    研究キーワード： 高温物性

    研究期間： 2024年

  • 研究テーマ： 計算科学

    研究キーワード： 計算科学

    研究期間： 2024年

  • 研究テーマ： 核燃料

    研究キーワード： 核燃料

    研究期間： 2024年

  • 研究テーマ： Environmental evaluation

    研究キーワード： Environmental evaluation

    研究期間： 2024年

  • 研究テーマ： Nuclear fuel engineering

    研究キーワード： Nuclear fuel engineering

    研究期間： 2024年

  • 研究テーマ： 超高温材料の開発・評価

    研究キーワード： セラミックス、コンポジット、融点、アーク溶解

    研究期間： 2022年4月 - 2026年3月

  • 研究テーマ： 核燃料取扱施設廃止措置のためのレーザー除染法の開発

    研究キーワード： レーザー、除染、核燃料

    研究期間： 2018年4月 - 2025年3月

  • 研究テーマ： 硝酸ナトリウムによるSUS304L鋼の腐食

    研究キーワード： 腐食、酸化、ステンレス鋼、硝酸ナトリウム

    研究期間： 2016年12月 - 2020年3月

  • 研究テーマ： ガラス廃棄体の熱物性評価

    研究キーワード： ゼオライト、ガラス、熱伝導率

    研究期間： 2015年12月 - 2022年3月

  • 研究テーマ： Pu-Si化合物を利用したMOX燃料再処理技術の開発

    研究キーワード： Pu-Si化合物、燃料再処理、スペックアウト燃料

    研究期間： 2011年4月 - 2017年3月

  • 研究テーマ： 高温熱物性測定装置の開発

    研究キーワード： 核燃料、溶融塩、融点、粘性、表面張力

    研究期間： 2010年4月 - 2022年3月

  • 研究テーマ： イナートマトリックス燃料の製造法の開発及び物性評価

    研究キーワード： ゾルゲル法、内部ゲル化法、ジルコニア粒子、窒化ジルコニウム、融点、熱伝導度、比熱

    研究期間： 2006年4月 - 2025年3月

  • 研究テーマ： CALPHAD法による金属燃料の状態図計算

    研究キーワード： CALPHAD法、状態図、金属燃料、安全解析

    研究期間： 2006年4月 - 2022年3月

  • 研究テーマ： 計算科学によるアクチニド金属、化合物及び錯体の物性評価

    研究キーワード： 分子動力学法、第一原理計算、並列計算

    研究期間： 2006年4月 - 2022年3月

  • 研究テーマ： ジルコニウム合金被覆管の酸化機構解明

    研究キーワード： ジルコニウム基合金、酸化、相変態

    研究期間： 2006年4月 - 2014年3月

受賞

  • 論文賞

    2019年9月   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

論文

  • 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年3月   （ ISSN:21854823 ）

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    記述言語：英語   出版者・発行元：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年3月   （ ISSN:0167-577X eISSN:1873-4979 ）

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    出版者・発行元：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

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  • Flexible waste management system for the future application of MA P&T technology to the current high-level liquid waste 査読 国際誌

    Fukasawa, T; Suzuki, A; Endo, Y; Inagaki, Y; Arima, T; Muroya, Y; Endo, K; Watanabe, D; Matsumura, T; Ishii, K; Yamashita, J

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY   61 ( 3 )   303 - 317   2024年6月   （ ISSN:0022-3131 eISSN:1881-1248 ）

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：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

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  • Uranium–plutonium–americium cation interdiffusion in polycrystalline (U,Pu,Am)O2±x mixed oxides 査読 国際誌

    Vauchy, R; Matsumoto, T; Hirooka, S; Uno, H; Tamura, T; Arima, T; Inagaki, Y; Idemitsu, K; Nakamura, H; Machida, M; Murakami, T; Kato, M

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   588   154786 - 154786   2024年1月   （ ISSN:0022-3115 eISSN:1873-4820 ）

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Journal of Nuclear Materials  

    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

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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年   （ eISSN:2759047X ）

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    記述言語：英語   出版者・発行元：一般社団法人 日本機械学会  

    <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 査読 国際誌

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

    JOURNAL OF NUCLEAR ENGINEERING AND RADIATION SCIENCE   9 ( 4 )   041102-1 - 041102-9   2023年10月   （ ISSN:2332-8983 eISSN:2332-8975 ）

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science  

    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 査読 国際誌

    Idemitsu, K; Inagaki, Y; Arima, T

    MRS ADVANCES   6 ( 6 )   214 - 223   2023年6月   （ ISSN:2731-5894 eISSN:2059-8521 ）

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）   出版者・発行元：MRS Advances  

    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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    その他リンク： 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

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

    JOURNAL OF NUCLEAR ENGINEERING AND RADIATION SCIENCE   9 ( 2 )   2023年4月   （ ISSN:2332-8983 eISSN:2332-8975 ）

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science  

    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

    守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, アリタ ユウジ, マツウラ ハルアキ, セキオ ヨシヒロ, サガラ ヒロシ, カワシマ マサシ

    Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science   9 ( 4 )   041102   2023年3月   （ ISSN:23328983 eISSN:23328975 ）

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    記述言語：英語   出版者・発行元：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

    守田 幸路, 劉 維, 有馬 立身, アリタ ユウジ, マツウラ ハルアキ, セキオ ヨシヒロ, サガラ ヒロシ, カワシマ マサトシ

    Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science   9 ( 2 )   021301   2023年3月   （ ISSN:23328983 eISSN:23328975 ）

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    記述言語：英語   出版者・発行元：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年   （ ISBN:9784888982566 ）

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    出版者・発行元：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.

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  • 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

    Proceedings of the ... International Conference on Nuclear Engineering. Book of abstracts : ICONE   2023.30 ( 0 )   1811   2023年   （ eISSN:24242934 ）

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    記述言語：英語   出版者・発行元：一般社団法人 日本機械学会  

    <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年   （ ISBN:9784888982566 ）

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    出版者・発行元：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.

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  • 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

    Proceedings of the ... International Conference on Nuclear Engineering. Book of abstracts : ICONE   2023.30 ( 0 )   1582   2023年   （ eISSN:24242934 ）

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    記述言語：英語   出版者・発行元：一般社団法人 日本機械学会  

    <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 査読 国際誌

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

    PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY   153   104396   2022年11月   （ ISSN:0149-1970 eISSN:1878-4224 ）

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：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

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  • Effect of carbonate on the migration behavior of neptunium in compacted bentonite 査読 国際誌

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

    MRS ADVANCES   6 ( 7-8 )   140 - 143   2022年3月   （ ISSN:2731-5894 eISSN:2059-8521 ）

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）   出版者・発行元：MRS Advances  

    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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    その他リンク： 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年   （ ISBN:9784888982566 ）

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    出版者・発行元：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 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   556   153189   2021年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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

  • Speciation by XANES of copper migrated into compacted bentonite using electromigration techniques 査読 国際誌

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

    MRS Advances   6   80 - 83   2021年2月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

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

  • Evaluation of Structural and Thermal Properties of Ce1-yGdyO2-x Solid Solution 査読 国際誌

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

    International Journal of Thermophysics   41 ( 8 )   111   2020年8月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

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

    International Conference on Nuclear Engineering   2019年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Evaluation of melting behavior in the system UO2-ZrO2: Molecular dynamics simulation 査読 国際誌

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

    International Conference on Nuclear Engineering   2019年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • 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─ 査読

    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年4月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Effect of Carbonate on the Migration Behavior of Strontium in Compacted Bentonite 査読 国際誌

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

    MRS Advances   4   1021 - 1027   2019年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Vitrification processes of simulated cesium sorbing zeolite waste 査読 国際誌

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

    Progress in Nuclear Energy   108   497 - 502   2018年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Effect of Carbonate on the Migration Behavior of Lanthanides in Compacted Bentonite 査読 国際誌

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

    MRS Advances   ３   1155 - 1160   2018年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Stability of Montmorillonite Edge Faces Studied Using Firstprinciples Calculations 査読

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

    Clay and Clay Minerals   65   252 - 272   2017年8月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • UO2-ZrO2固溶体の融点および熱伝導率の分子動力学解析 査読

    有馬　立身

    Journal of Computer Chemistry, Japan   14   97 - 104   2017年7月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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

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

    MRS Advances   2 ( 12 )   693 - 698   2017年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

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

    Progress in Nuclear Energy   92   286 - 297   2016年3月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    リポジトリ公開URL： https://hdl.handle.net/2324/7173535

  • Molecular dynamics calculations of heat conduction in actinide oxides under thermal gradient 招待 査読 国際誌

    tatsumi arima

    PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY   85   271 - 276   2015年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

    有馬 立身

    97 - 104   2015年11月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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

  • Oxygen potential measurement of (Pu0.928Am0.072)O2-x at high temperatures 招待 査読 国際誌

    tatsumi arima

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY   52 ( 10 )   1296 - 1302   2015年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1080/00223131.2014.986243

  • Oxygen potential of a prototypic Mo-cermet fuel containing plutonium oxide 招待 査読 国際誌

    tatsumi arima

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   465   840 - 842   2015年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2015.06.004

  • Thermal conductivity measurement of (Pu1-xAmx)O-2 (x=0.028, 0.072) 招待 査読 国際誌

    tatsumi arima

    JOURNAL OF ALLOYS AND COMPOUNDS   629   92 - 97   2015年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jallcom.2014.11.205

  • Crystallographic comparison of zirconium and molybdenum dioxide-based pyrochlores 査読 国際誌

    takayuki kasano, tatsumi arima, Kazuya Idemitsu, Yaohiro Inagaki

    Progress in Nuclear Energy   72   134 - 139   2014年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Thermal conductivities of ThO2, NpO2 and their related oxides: Molecular dynamics study 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   445 ( 1-3 )   175 - 180   2014年2月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   443 ( 1-3 )   608 - 603   2013年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   440   580 - 585   2013年9月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • 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― 招待

    tatsumi arima

    九州環境管理協会   42   16 - 23   2013年7月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（大学，研究機関等紀要）  

  • Atomistic Simulation on the Interfacial Interaction of Metallic Fuel and Structural Materials in SFRs - Molecular Dynamics Model for Pu-Fe system - 査読 国際誌

    takahiro ito, tatsumi arima, masashi himi, hiroaki yugo

    Journal of Nuclear Science and Technology   50   265 - 276   2013年3月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Oxygen potential of hypo-stoichiometric La-doped UO2 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   418   2011年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Molecular dynamics study on grain boundary diffusion of actinides and oxygen in oxide fuels 査読 国際誌

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

    Progress in Nuclear Science and Technology   2   2011年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Synthesis of zirconia sphere particles based on gelation of sodium alginate 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   412   2011年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Diffusion behaviors of plutonium and americium in polycrystalline urania 査読 国際誌

    I. Sato, K. Tanaka, T. Arima

    IOP Conf. Series: Materials Science and Engineering   9   2010年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Molecular dynamics analysis of diffusion of uranium and oxygen ions in uranium dioxide 査読 国際誌

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

    IOP Conf. Series: Materials Science and Engineering   9   2010年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Thermal conductivity of non-stoichiometric americium oxide: A molecular dynamics study 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   400   2010年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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

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

    Proceedings of ICONE17: 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE17)   2009年6月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Next Generation Safety Analysis Methods for SFRs-(7) Potential Model for Classical Molecular Dynamics on Pu-Fe System 査読 国際誌

    T. Ito, T. Arima, M. Himi

    Proceedings of ICONE17: 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE17)   2009年6月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Evaluation of melting point of UO2 by molecular dynamics simulation 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   2009年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Thermal conductivities of americium dioxide and sesquioxide by molecular dynamics simulations 査読 国際誌

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

    Computational Materials Science   2009年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Oxidation properties of Zr-Nb alloys at 973-1273 K in air 査読 国際誌

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

    Progress in Nuclear Energy   2009年3月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Building an Apprication -specific Grid Computing Environment Using ITBL for Nuclear Material Engineering 査読 国際誌

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

    Proceedings of ICONE16: 16th International Conference on Nuclear Engineering   2008年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • 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年5月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（大学，研究機関等紀要）  

  • 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年5月

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    記述言語：英語  

  • 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 査読 国際誌

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

    Proceedings of ICONE16: 16th International Conference on Nuclear Engineering   2008年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • 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年12月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（大学，研究機関等紀要）  

  • Oxidation Behavior of Zr-Nb alloys at 973-1273 K in Air 国際誌

    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年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Evaluation of Mechanical Properties of Stabilized Zirconia and Zirconate Pyrochlore 国際誌

    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年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Evaluation of Thermal Conductivity of Hyperstoichiometric UO2+x by Molecular Dynamics Simulation 査読 国際誌

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

    International Journal of Thermophysics   2007年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    リポジトリ公開URL： https://hdl.handle.net/2324/7177881

  • Sol-gel Preparation and Characterization of Ni-YSZ Cermet Electrode 査読 国際誌

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

    Progress in Nuclear Energy   2007年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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

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

    Memoirs of the Faculty of Engineering Kyushu university   2007年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（大学，研究機関等紀要）  

  • Thermophysical Properties of Rare-earth-stabilized Zirconia and Zirconate Pyrochlores as Surrogates for Actinide-doped Zirconia 査読 国際誌

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

    International Journal of Thermophysics   2007年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • Thermophysical Properties of Americium Dioxide by Molecular Dynamics Simulation 査読 国際誌

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

    Proceedings of the Asian Thermophysical Properties Conference   2007年8月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

  • Evaluation of thermal conductivity of zirconia-based inert matrix fuel by molecular dynamics simulation 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   2006年6月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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

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

    Journal of Alloys and Compounds   2006年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

  • 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年12月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

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

    Journal of Alloys and Compounds   394 ( 1-2 )   271 - 276   2005年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

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

    Journal of Alloys and Compounds   400 ( 1-2 )   43 - 50   2005年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jallcom.2005.04.003

  • Molecular dynamics simulation of zirconia-based inert matrix fuel 査読 国際誌

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

    Journal of Alloys and Compounds   398 ( 1-2 )   296 - 303   2005年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jallcom.2005.02.041

  • Molecular dynamics simulation of yttria-stabilized zirconia between 300 K and 2000 K 査読 国際誌

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

    Journal of Molecular Liquids   113 ( 1-3 )   67 - 73   2004年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.molliq.2004.02.038

  • Reaction of modified SUS316 with tellurium under low oxygen potentials 査読 国際誌

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

    Corrosion Science   45 ( 8 )   1757 - 1766   2003年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   319   31 - 36   2003年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   319   6 - 14   2003年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    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 査読 国際誌

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

    Journal of Nuclear Materials   319   24 - 30   2003年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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

  • Oxidation properties of Zr-Nb alloys at 500-600℃ under low oxygen potentials 査読 国際誌

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

    Corrosion Science   1998年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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書籍等出版物

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

    有馬 立身（担当：共著）

    NOVA Publishers  2014年6月 

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    担当ページ：Chapter 9 Computer Simulation of Fluorite-Based Oxides for Nuclear Applications   記述言語：英語   著書種別：学術書

  • アクチノイド物性研究のための計算科学入門

    有馬 立身（担当：共著）

    一般社団法人　日本原子力学会  2013年3月 

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    記述言語：日本語   著書種別：一般書・啓蒙書

講演・口頭発表等

  • 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 

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    開催年月日： 2024年10月

  • 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 

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    開催年月日： 2024年9月

  • 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 

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    開催年月日： 2023年9月

  • 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 

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    開催年月日： 2023年9月

  • 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 

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    開催年月日： 2023年9月

  • 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 

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    開催年月日： 2023年9月

  • 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 

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    開催年月日： 2023年3月

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2023年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東京大学駒場キャンパス   国名：日本国  

  • 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年10月 

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    開催年月日： 2022年10月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2022年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：茨城大学日立キャンパス   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2022年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：茨城大学日立キャンパス   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2022年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：茨城大学日立キャンパス   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2022年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：茨城大学日立キャンパス   国名：日本国  

  • 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年12月 

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    開催年月日： 2021年12月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2021年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2021年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2021年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2021年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2021年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2021年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2021年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2021年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2021年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2021年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2021年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2021年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2020年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2020年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2020年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2020年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2020年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2020年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：オンライン   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2020年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：福島大学（コロナのため中止、但し予稿集は公開）   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2019年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：富山大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2019年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：富山大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2019年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：富山大学   国名：日本国  

  • Evaluation of melting behavior in the system UO2-ZrO2: Molecular dynamics simulation 国際会議

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

    The 27th International Conference on Nuclear Engineering  2019年5月 

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    開催年月日： 2019年5月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Tsukuba, Ibaraki   国名：日本国  

  • Evaluation of mechanical properties of (Ce,Gd)O2-x as surrogate for (U,Gd)O2-x solid solutions 国際会議

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

    The 27th International Conference on Nuclear Engineering  2019年5月 

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    開催年月日： 2019年5月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Tsukuba, Ibaraki   国名：日本国  

  • 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年11月 

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    開催年月日： 2018年11月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：愛知県産業労働センター ウインクあいち   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2018年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：岡山大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2018年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：岡山大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2018年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：岡山大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2018年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：岡山大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2018年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：岡山大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2018年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：岡山大学   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2018年3月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：大阪大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2017年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2017年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2017年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2017年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東海大学   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2017年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東海大学   国名：日本国  

  • (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年3月 

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    開催年月日： 2017年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東海大学   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2017年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東海大学   国名：日本国  

  • 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年1月 

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    開催年月日： 2017年1月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：九州大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2016年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：九州大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2016年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：久留米シティプラザ   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2016年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：久留米シティプラザ   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2016年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東北大学   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2016年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東北大学   国名：日本国  

  • 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年12月 

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    開催年月日： 2015年12月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：九州大学   国名：日本国  

  • 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年12月 

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    開催年月日： 2015年12月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：九州大学   国名：日本国  

  • 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年12月 

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    開催年月日： 2015年12月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：九州大学   国名：日本国  

  • 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年10月 

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    開催年月日： 2015年10月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東北大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2015年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：静岡大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2015年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：静岡大学   国名：日本国  

  • Oxygen Potential Measurement of (Pu0.928Am0.072)O2 at high temperatures 国際会議

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

    2nd Asian Nuclear Fuel Conference  2014年11月 

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    開催年月日： 2014年11月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Florida   国名：アメリカ合衆国  

  • Interdiffusion Behaviour of Pu and Am in Mox Fuels 国際会議

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

    Numat2014  2014年10月 

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    開催年月日： 2014年10月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Florida   国名：アメリカ合衆国  

  • Synthesis and Characterization of A2Ru2O7 (A=Rare Earth) Pyrochlore Oxides 国際会議

    tatsumi arima, takayuki kasano, Kazuya Idemitsu, Yaohiro Inagaki

    Numat2014  2014年10月 

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    開催年月日： 2014年10月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Florida   国名：アメリカ合衆国  

  • Synthesis of Cerium Silicates as a Surrogate for Plutonium Silicates and Their Solubilities in Nitric Acid Solution 国際会議

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

    Numat2014  2014年10月 

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    開催年月日： 2014年10月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Florida   国名：アメリカ合衆国  

  • Oxygen Potential of a Prototypic Mo-cermet Fuel Containing PuO2-x 国際会議

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

    Numat2014  2014年10月 

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    開催年月日： 2014年10月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Florida   国名：アメリカ合衆国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2014年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：京都大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2014年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：京都大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2014年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：京都大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2014年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：京都大学   国名：日本国  

  • Diffusion and Adsorption of Uranyl ion in Clays: Molecular Dyanamics Study 国際会議

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

    IUMRS-ICA 2014  2014年10月 

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    開催年月日： 2014年8月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Fukuoka University, Fukuoka   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2014年3月 - 2013年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：東京都市大学   国名：日本国  

  • 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年12月 

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    開催年月日： 2013年12月 - 2013年11月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：九州大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2013年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：八戸工業大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2013年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：八戸工業大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2013年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：八戸工業大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2013年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：八戸工業大学   国名：日本国  

  • Thermal Conductivity measurement of (Pu1-x,Amx)O2 (x=0.03, 0.07) 国際会議

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

    EMRS2013  2013年6月 

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    開催年月日： 2013年6月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Karlsruhe   国名：ドイツ連邦共和国  

  • Crystallographic Comparison of Zr- and Mo-based Pyrochlore Oxides 国際会議

    takayuki kasano, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    EMRS2013  2013年5月 

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    開催年月日： 2013年5月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Strasbourg   国名：フランス共和国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2013年3月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：近畿大学   国名：日本国  

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

    teppei yamana, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    NuMat2012  2012年10月 

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    開催年月日： 2012年10月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Osaka   国名：日本国  

  • Synthesis and Crystal Structure of Mo- and Ru-based Pyrochlore Oxides 国際会議

    takayuki kasano, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    NuMat2012  2012年10月 

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    開催年月日： 2012年10月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Osaka   国名：日本国  

  • Theoretical Comparison between CeO2 and PuO2 by Ab Initio Calculation 国際会議

    nanako tamari, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    NuMat2012  2012年10月 

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    開催年月日： 2012年10月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Osaka   国名：日本国  

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

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

    NuMat2012  2012年10月 

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    開催年月日： 2012年10月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Osaka   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2012年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：広島大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2012年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：広島大学   国名：日本国  

  • Measurement of Surface Melting Temperature with High-speed Pyrometers by Containerless Method 国際会議

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

    SICE annual conference 2012  2012年8月 

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    開催年月日： 2012年8月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Akita University   国名：日本国  

  • Thermal Conductivities of ThO2, NpO2 and Their Related Oxide: Molecular Dynanics Study 国際会議

    keita yoshida, tatsumi arima, Yaohiro Inagaki, Kazuya Idemitsu

    EMRS  2012年5月 

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    開催年月日： 2012年5月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Strasbourg   国名：フランス共和国  

  • Molecular Dynamics Calculations of Heat Conduction in Actinide Oxides under Thermal Gradient 国際会議

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

    EMRS  2012年5月 

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    開催年月日： 2012年5月

    記述言語：英語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Strasbourg   国名：フランス共和国  

  • Thermal Conductivity of Nuclear Oxide Fuel under Temperature Gradient: Molecular Dynanics Simulation 国際会議

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

    1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC2012)  2012年3月 

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    開催年月日： 2012年3月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Osaka   国名：日本国  

  • First-principles Study of Electronic and Magnetic Structure of UO2 国際会議

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

    1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC2012)  2012年3月 

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    開催年月日： 2012年3月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Osaka   国名：日本国  

  • Development of Manufacturing Method of CERCER Fuel through Sol-Gel Process 国際会議

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

    1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC2012)  2012年3月 

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    開催年月日： 2012年3月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Osaka   国名：日本国  

  • アクチニドの分子動力学計算 招待

    有馬立身

    J-ACTINET  2012年3月 

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    開催年月日： 2012年3月

    会議種別：公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等  

    国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2012年3月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：福岡県北九州市   国名：日本国  

  • 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年12月 

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    開催年月日： 2011年12月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：福岡県北九州市   国名：日本国  

  • 放射線の基礎知識 招待

    有馬立身

    日本遮水工協会  2011年11月 

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    開催年月日： 2011年11月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2011年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：福岡県北九州市   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2011年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：福岡県北九州市   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2011年3月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：福井県福井大学   国名：日本国  

  • Molecular　Dynamics Study on Grain Boundary Diffusion of Actinides and Oxygen in Oxide Fuels 国際会議

    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年10月 

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    開催年月日： 2010年10月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Tokyo   国名：日本国  

  • A Portable Grid-Enableed Computing System for A Nuclear Material Study 国際会議

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

    Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo 2010 (SNA + MC2010)  2010年10月 

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    開催年月日： 2010年10月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Tokyo   国名：日本国  

  • Synthesis of zirconia sphere particles based on gelation of sodium alginate 国際会議

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

    Nuclear Materials 2010  2010年10月 

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    開催年月日： 2010年10月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Karlsruhe   国名：ドイツ連邦共和国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2010年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2010年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2010年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2010年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2010年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 燃料・材料の課題に対する計算科学 招待

    有馬立身

    日本原子力学会  2010年3月 

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    開催年月日： 2010年3月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2010年3月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • Evaluation of diffusion behavior of actinide dioxide by molecular dynamics simulation 国際会議

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

    International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR09)  2009年12月 

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    開催年月日： 2009年12月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Kyoto   国名：日本国  

  • Synthesis of zirconia sphere particles with natural organic material 国際会議

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

    International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR09)  2009年12月 

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    開催年月日： 2009年12月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Kyoto   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2009年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2009年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2009年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2009年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2009年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2009年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2009年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • Diffusion behaviors of plutonium and americium in polycrystalline urania 国際会議

    I. Sato, K. Tanaka, T. Arima

    Actinides 2009  2009年7月 

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    開催年月日： 2009年7月 - 2009年5月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：San Francisco, California.   国名：アメリカ合衆国  

  • Molecular dynamics analysis of diffusion of uranium and oxygen ions in uranium dioxide 国際会議

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

    Actinides 2009  2009年7月 

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    開催年月日： 2009年7月 - 2009年5月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：San Francisco, California.   国名：アメリカ合衆国  

  • アクチニド酸化物の物性評価と分子動力学計算 招待

    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年7月 

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    開催年月日： 2009年7月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年3月 

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    開催年月日： 2009年3月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年12月 

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    開催年月日： 2008年12月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年12月 

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    開催年月日： 2008年12月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年12月 

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    開催年月日： 2008年12月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年10月 

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    開催年月日： 2008年10月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 金属燃料高速炉の安全性に関する技術開発について 招待

    有馬立身

    第一回金属燃料研究会  2008年10月 

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    開催年月日： 2008年10月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年9月 

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    開催年月日： 2008年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年9月 

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    開催年月日： 2008年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年9月 

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    開催年月日： 2008年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年9月 

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    開催年月日： 2008年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 「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年9月 

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    開催年月日： 2008年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • Evaluation of melting point of UO2 by molecular dynamics simulation 国際会議

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

    12th Symposium on Thermochemistry and Thermophysics of Nuclear Materials  2008年8月 

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    開催年月日： 2008年8月 - 2008年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：オーストリア共和国  

  • 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年3月 

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    開催年月日： 2008年3月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • Evaluation of Mechanical Properties of Stabilized Zirconia and Zirconate Pyrochlore 国際会議

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

    MRS2007 fall meeting  2007年11月 

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    開催年月日： 2007年11月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Boston   国名：アメリカ合衆国  

  • Oxidation Behavior of Zr-Nb alloys at 973-1273 K in Air 国際会議

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

    MRS2007 fall meeting  2007年11月 

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    開催年月日： 2007年11月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Boston   国名：アメリカ合衆国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2007年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2007年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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 招待

    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年9月 

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    開催年月日： 2007年9月

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2007年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2007年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2007年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    開催年月日： 2007年9月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • Thermochemical Properties of Americium Dioxide by Molecular Dynamics Simulation 国際会議

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

    The 8th Asian Thermophysical Properties Conference  2007年8月 

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    開催年月日： 2007年8月

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Fukuoka   国名：日本国  

  • 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年3月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：名古屋大学   国名：日本国  

  • 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 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • Molecular dynamics simulation of zirconia-based inert matrix fuel 国際会議

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

    9th IMF Workshop  2003年9月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：British Nuclear Fuels, Sellafield   国名：グレートブリテン・北アイルランド連合王国(英国)  

  • 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年9月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年12月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • Application of internal gelation to sol-gel synthesis of ceria-doped zirconia microspheres as nuclear fuel analogous materials 国際会議

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

    THE 18th IUPAC INTERNATIONAL CONFERENCE ON CHEMICAL THERMODYNAMICS  2004年8月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Beijin   国名：中華人民共和国  

  • 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年9月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年9月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年12月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • 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年3月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    国名：日本国  

  • Evaluation of thermal properties of UO2 and PuO2 by molecular dynamics simulation from 300 K to 2000 K 国際会議

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

    E-MRS 2005 Spring meeting,10th IMF Workshop  2005年6月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Strasbourg   国名：フランス共和国  

  • Evaluation of thermal properties of zirconia-based inert matrix fuel by molecular dynamics simulation 国際会議

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

    E-MRS 2005 Spring meeting,10th IMF Workshop  2005年6月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Strasbourg   国名：フランス共和国  

  • 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年9月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：八戸工業大学   国名：日本国  

  • The Evaluation of the Thermal Conductivity of Hyperstoichiometric UO2+x by Molecular Dynamics Simulations 国際会議

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

    16th Symposium on Thermophysical Properties  2006年8月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Boulder, Colorado   国名：アメリカ合衆国  

  • Equilibrium and Non-Equilibrium Molecular Dynamics Simulations of Heat Conduction in Uranium Oxide and the Solid Solution with Plutonium Oxide 国際会議

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

    16th Symposium on Thermophysical Properties  2006年8月 

    　詳細を見る

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Boulder, Colorado   国名：アメリカ合衆国  

  • Thermophysical Properties of Rare-Earth-Stabilized Zirconia and Zirconate Pyrochlores as Surrogates for Actinide-Doped Zirconia 国際会議

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

    16th Symposium on Thermophysical Properties  2006年8月 

    　詳細を見る

    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Boulder, Colorado   国名：アメリカ合衆国  

  • 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年9月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • 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年9月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：北海道大学   国名：日本国  

  • Mechanical and crystallographic properties of stabilized-zirconia and zirconate pyrochlore 国際会議

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

    11th Inert Matrix Fuel Workshop  2006年10月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：Park City, Utah   国名：アメリカ合衆国  

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

    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年12月 

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    会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：（財）電力中央研究所、東京   国名：日本国  

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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年6月

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    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

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    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

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    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 「量子科学計算研究」H2４年度報告書

    有馬 立身

    2013年1月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 「量子科学計算研究」H23年度報告書

    有馬立身

    2012年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 「量子科学計算研究」H22年度報告書

    有馬立身

    2011年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年1月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 「量子科学計算研究」H21年度報告書

    有馬立身

    2010年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年6月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

    　詳細を見る

    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

  • 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年3月

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    記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

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Works（作品等）

  • 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年

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  • 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年

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  • 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年

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  • Diffusion of Fe and Pu ions in buffer material

    2001年

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  • Sol-gel processing of CERMET fuel

    2000年

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所属学協会

  • DV-Xα研究協会

  • 日本物理学会

  • 日本熱物性学会

  • 日本原子力学会

  • 日本金属学会

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  • 日本物理学会

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  • 日本原子力学会

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学術貢献活動

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2024年秋の大会  （ 名古屋大学 ） 2024年9月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2023年春の年会  （ 東京大学駒場キャンパス ） 2023年3月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 学術論文等の審査

    役割：査読

    2022年

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    種別：査読等 

    外国語雑誌　査読論文数：8

    日本語雑誌　査読論文数：1

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2021年春の年会  （ オンライン ） 2021年3月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 学術論文等の審査

    役割：査読

    2021年

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    種別：査読等 

    外国語雑誌　査読論文数：9

    日本語雑誌　査読論文数：2

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2020年秋の大会  （ オンライン ） 2020年9月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 学術論文等の審査

    役割：査読

    2020年

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    種別：査読等 

    外国語雑誌　査読論文数：7

    日本語雑誌　査読論文数：1

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2019年秋の大会  （ 富山大学 ） 2019年9月 - 2018年9月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship） 国際学術貢献

    The 27th International Conference on Nuclear Engineering  （ Tsukuba, Ibaraki Japan ） 2019年5月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 学術論文等の審査

    役割：査読

    2019年

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    種別：査読等 

    外国語雑誌　査読論文数：19

    日本語雑誌　査読論文数：1

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2018年秋の大会  （ 岡山大学 ） 2018年9月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 学術論文等の審査

    役割：査読

    2018年

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    種別：査読等 

    外国語雑誌　査読論文数：8

  • 学術論文等の審査

    役割：査読

    2017年

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    種別：査読等 

    外国語雑誌　査読論文数：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  （ 九州大学 ） 2016年12月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 準備委員会　委員

    日本原子力学会2016年秋の大会  （ 久留米市 ） 2016年9月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2016秋の大会  （ 久留米シティプラザ ） 2016年9月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2016春の年会  （ 東北大学 ） 2016年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会九州支部第34回研究発表講演会  （ 九州大学 ） 2015年12月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2015秋の大会  （ 静岡大学 ） 2015年10月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 日本原子力学会欧文誌

    2015年5月 - 2024年3月

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    種別：学会・研究会等 

  • 座長（Chairmanship） 国際学術貢献

    IUMRS-ICA 2014  （ 福岡大学 ） 2014年8月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2014春の年会  （ Japan ） 2014年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2013秋の大会  （ Japan ） 2013年9月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2013春の年会  （ Japan ） 2013年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2012秋の大会  （ Japan ） 2012年9月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会九州支部第30回研究発表講演会  （ 九州大学筑紫キャンパス ） 2011年12月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 準備委員会　委員

    日本原子力学会2011年秋の大会  （ 北九州市 ） 2011年9月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 設立準備委員会　委員 国際学術貢献

    アジア核燃料会議（ANFC）  （ 大阪大学 ） 2011年3月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会九州支部第29回研究発表講演会  （ 九州大学伊都キャンパス ） 2010年12月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2010秋の大会  （ Japan ） 2010年9月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2009年春の年会  （ Japan ） 2009年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会九州支部第27回研究発表講演会  （ 九州大学伊都キャンパス ） 2008年12月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2008春の年会  （ Japan ） 2008年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会2007秋の大会  （ Japan ） 2007年9月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会「2005年春の年会」  （ Japan ） 2005年3月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    原子力学会九州支部第22回研究発表講演会  （ Japan ） 2003年12月

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    種別：大会・シンポジウム等 

  • 座長（Chairmanship）

    日本原子力学会「2003年秋の大会」  （ Japan ） 2003年9月

    　詳細を見る

    種別：大会・シンポジウム等 

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共同研究・競争的資金等の研究課題

  • 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年4月 - 2026年1月

    日本原子力研究開発機構 

    有馬立身

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    担当区分：研究代表者  資金種別：共同研究

  • 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年 - 2027年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年10月 - 2025年2月

    日本原子力研究開発機構 

    有馬立身

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：共同研究

  • 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年 - 2026年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • レーザー加熱による核燃料の融点測定技術の開発

    2024年 - 2025年3月

    検査開発（株） 

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    担当区分：研究代表者  資金種別：寄附金

  • 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年 - 2025年1月

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：寄附金

  • 酸化物燃料の融点測定に関する研究

    2024年 - 2025年1月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：受託研究

  • 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年 - 2025年1月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：受託研究

  • 酸化物燃料の融点測定及び温度勾配に関する研究

    2023年10月 - 2024年1月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年9月 - 2024年1月

    受託研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2025年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年

    　 詳細を見る

    資金種別：寄附金

  • 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年 - 2024年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年

    　 詳細を見る

    資金種別：寄附金

  • 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年 - 2023年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年

    　 詳細を見る

    資金種別：寄附金

  • 希土類元素含有ウラン酸化物の構造及び熱物性評価

    2020年4月 - 2022年3月

    共同研究

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年1月 - 2023年3月

    日本 

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者 

    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年 - 2022年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

    　 詳細を見る

    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年

    　 詳細を見る

    資金種別：寄附金

  • 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年9月 - 2023年3月

    日本 

    　 詳細を見る

    担当区分：研究分担者 

    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年9月 - 2022年3月

    日本 

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    担当区分：研究分担者 

    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年9月 - 2020年3月

    共同研究

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    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年8月 - 2020年3月

    共同研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2022年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • 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年 - 2022年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • 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年 - 2021年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(C)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • ウラン化合物と短パルス光の相互作用に関する研究

    2018年11月 - 2023年3月

    共同研究

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    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 温度勾配下における燃料挙動に関する研究

    2018年9月 - 2019年3月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2020年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(C)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 融点・放射率同時測定手法の高度化に関する研究

    2017年10月 - 2018年3月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年9月 - 2018年3月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2019年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年 - 2019年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究分担者  資金種別：科研費

  • 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年12月 - 2020年3月

    日本 

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    担当区分：研究分担者 

    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年12月 - 2020年3月

    日本 

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    担当区分：研究分担者 

    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年9月 - 2017年3月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年6月 - 2017年3月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2019年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • 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年 - 2019年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • 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年 - 2018年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 光ピックアップ法による溶融ガラスの粘性率評価

    2016年 - 2017年

    科学研究費助成事業  挑戦的萌芽研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年12月 - 2020年3月

    日本 

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    担当区分：研究分担者 

    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 国際共著

    2015年12月 - 2018年3月

    九州大学（日本） 

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    担当区分：研究分担者 

    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年11月 - 2016年1月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年9月 - 2016年3月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2019年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • 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年 - 2017年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(A)

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    担当区分：研究分担者  資金種別：科研費

  • 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年 - 2017年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 高汚染吸着材廃棄物の処理処分技術の確立と高度化

    2015年 - 2017年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • 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年12月 - 2015年1月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年11月 - 2015年3月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年9月 - 2014年1月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2016年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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

    研究課題/領域番号：26630486  2014年 - 2015年

    科学研究費助成事業  挑戦的萌芽研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年10月 - 2015年3月

    日本 

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    担当区分：研究分担者 

    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年9月 - 2014年1月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年9月 - 2014年1月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年9月 - 2014年1月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • レーザー融解を用いた燃料融点評価法の開発

    2013年5月 - 2015年3月

    共同研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年5月 - 2015年3月

    共同研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2015年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年 - 2014年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • Benchmark Analysis of an EBR-II Shutdown Heat Removal Test 国際共著

    2012年9月 - 2015年9月

    日本 

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    担当区分：研究分担者 

  • Processing Technologies for High Level Waste, Formulation of Matrices and Characterization of Waste Forms 国際共著

    2012年9月 - 2015年9月

    日本 

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    担当区分：研究分担者 

  • 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年9月 - 2013年3月

    受託研究

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    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2014年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 融解状態における核燃料の放射率測定装置の開発

    研究課題/領域番号：24656571  2012年 - 2013年

    科学研究費助成事業  挑戦的萌芽研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年

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    資金種別：寄附金

  • 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年11月 - 2013年1月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年4月 - 2013年3月

    共同研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2013年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年 - 2012年

    科学研究費助成事業  挑戦的萌芽研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年

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    資金種別：寄附金

  • 核種の安定性に関する量子化学計算モデルの開発

    2010年9月 - 2013年1月

    受託研究

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    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年7月 - 2013年1月

    受託研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2012年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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

    研究課題/領域番号：22656213  2010年

    科学研究費助成事業  挑戦的萌芽研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 量子化学計算研究

    2009年9月 - 2012年12月

    日本 

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    担当区分：研究分担者 

  • 量子化学計算研究

    2009年9月 - 2010年3月

    受託研究

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    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • セラミックス粒子燃料の環境調和型合成法の開発

    2009年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(C)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • AmのMOX燃料中における拡散挙動に関する研究

    2008年5月 - 2011年3月

    九州大学大学院工学研究院エネルギー量子工学部門 

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    担当区分：研究代表者 

  • 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年 - 2010年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • AmのMOX燃料中における拡散挙動に関する研究

    2008年 - 2010年

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    担当区分：研究代表者  資金種別：受託研究

  • 環境に調和したセラミック粒子燃料合成法の開発

    2008年 - 2009年

    科学研究費助成事業  萌芽研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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

    研究課題/領域番号：5606  2007年 - 2008年

    科学研究費助成事業  一般研究(C)

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    担当区分：研究代表者  資金種別：科研費

  • 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年

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    資金種別：寄附金

  • 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年4月 - 2008年3月

    受託研究

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    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年 - 2008年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究代表者  資金種別：受託研究

  • 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年

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    資金種別：寄附金

  • 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年4月 - 2011年3月

    共同研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • 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年4月 - 2010年3月

    東京大学、九州大学、豊橋技術科学大学 

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    担当区分：研究分担者 

  • 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年 - 2009年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究分担者  資金種別：受託研究

  • 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年 - 2007年

    原子力システム研究開発事業

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    担当区分：研究代表者  資金種別：受託研究

  • 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年4月 - 2006年3月

    共同研究

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    担当区分：研究代表者  資金種別：その他産学連携による資金

  • ゾルゲル法を用いたCERMET燃料・固化体製造に関する研究

    2002年4月 - 2005年3月

    共同研究

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    担当区分：研究分担者  資金種別：その他産学連携による資金

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教育活動概要

  • 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。

担当授業科目

  • 創造科学工学基礎実験

    2025年10月 - 2026年3月   後期

  • 核燃料工学展望Ⅱ

    2025年6月 - 2025年8月   夏学期

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2025年4月 - 2026年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2025年4月 - 2026年3月   通年

  • 量子物理工学実験

    2025年4月 - 2026年3月   通年

  • データ解析概論

    2025年4月 - 2025年9月   前期

  • 核燃料工学展望Ⅰ

    2025年4月 - 2025年6月   春学期

  • 不定比材料工学

    2024年10月 - 2025年3月   後期

  • 原子力数値シミュレーション

    2024年10月 - 2025年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2024年10月 - 2025年3月   後期

  • 核燃料工学展望Ⅱ

    2024年6月 - 2024年8月   夏学期

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2024年4月 - 2025年3月   通年

  • 量子物理工学実験

    2024年4月 - 2025年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2024年4月 - 2025年3月   通年

  • データ解析概論

    2024年4月 - 2024年9月   前期

  • 核燃料工学展望Ⅰ

    2024年4月 - 2024年6月   春学期

  • 不定比材料工学

    2023年10月 - 2024年3月   後期

  • 原子力数値シミュレーション

    2023年10月 - 2024年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2023年10月 - 2024年3月   後期

  • 核燃料工学展望Ⅱ

    2023年6月 - 2023年8月   夏学期

  • 核燃料工学Ⅱ

    2023年6月 - 2023年8月   夏学期

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2023年4月 - 2024年3月   通年

  • 量子物理工学実験

    2023年4月 - 2024年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2023年4月 - 2024年3月   通年

  • データ解析概論

    2023年4月 - 2023年9月   前期

  • 核燃料工学展望Ⅰ

    2023年4月 - 2023年6月   春学期

  • 核燃料工学Ｉ

    2023年4月 - 2023年6月   春学期

  • 原子力数値シミュレーション

    2022年10月 - 2023年3月   後期

  • 課題集約演習

    2022年10月 - 2023年3月   後期

  • 量子理工学演習I

    2022年10月 - 2023年3月   後期

  • 量子理工学演習II

    2022年10月 - 2023年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2022年10月 - 2023年3月   後期

  • エネルギー科学卒業研究

    2022年4月 - 2023年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2022年4月 - 2023年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2022年4月 - 2023年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2022年4月 - 2023年3月   通年

  • 量子理工学実験

    2022年4月 - 2022年9月   前期

  • 原子力数値シミュレーション

    2021年10月 - 2022年3月   後期

  • 課題集約演習

    2021年10月 - 2022年3月   後期

  • 量子理工学演習I

    2021年10月 - 2022年3月   後期

  • 量子理工学演習II

    2021年10月 - 2022年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2021年10月 - 2022年3月   後期

  • 自然科学総合実験

    2021年6月 - 2021年8月   夏学期

  • エネルギー科学卒業研究

    2021年4月 - 2022年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2021年4月 - 2022年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2021年4月 - 2022年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2021年4月 - 2022年3月   通年

  • 量子理工学実験

    2021年4月 - 2021年9月   前期

  • 課題集約演習

    2020年10月 - 2021年3月   後期

  • 原子力数値シミュレーション

    2020年10月 - 2021年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2020年10月 - 2021年3月   後期

  • 量子理工学演習II

    2020年10月 - 2021年3月   後期

  • 量子理工学演習I

    2020年10月 - 2021年3月   後期

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2020年4月 - 2021年3月   通年

  • エネルギー科学卒業研究

    2020年4月 - 2021年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2020年4月 - 2021年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2020年4月 - 2021年3月   通年

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2020年4月 - 2020年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2020年4月 - 2020年9月   前期

  • 課題集約演習

    2019年10月 - 2020年3月   後期

  • 原子力数値シミュレーション

    2019年10月 - 2020年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2019年10月 - 2020年3月   後期

  • 量子理工学演習II

    2019年10月 - 2020年3月   後期

  • 量子理工学演習I

    2019年10月 - 2020年3月   後期

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2019年4月 - 2020年3月   通年

  • エネルギー科学卒業研究

    2019年4月 - 2020年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2019年4月 - 2020年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2019年4月 - 2020年3月   通年

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2019年4月 - 2019年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2019年4月 - 2019年9月   前期

  • 課題集約演習

    2018年10月 - 2019年3月   後期

  • 原子力数値シミュレーション

    2018年10月 - 2019年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2018年10月 - 2019年3月   後期

  • 量子理工学演習II

    2018年10月 - 2019年3月   後期

  • 量子理工学演習I

    2018年10月 - 2019年3月   後期

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2018年4月 - 2019年3月   通年

  • エネルギー科学卒業研究

    2018年4月 - 2019年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2018年4月 - 2019年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2018年4月 - 2019年3月   通年

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2018年4月 - 2018年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2018年4月 - 2018年9月   前期

  • 課題集約演習

    2017年10月 - 2018年3月   後期

  • 原子力数値シミュレーション

    2017年10月 - 2018年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2017年10月 - 2018年3月   後期

  • 量子理工学演習II

    2017年10月 - 2018年3月   後期

  • 量子理工学演習I

    2017年10月 - 2018年3月   後期

  • エネルギー科学卒業研究

    2017年4月 - 2018年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2017年4月 - 2018年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2017年4月 - 2018年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2017年4月 - 2018年3月   通年

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2017年4月 - 2017年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2017年4月 - 2017年9月   前期

  • 原子力数値シミュレーション

    2016年10月 - 2017年3月   後期

  • プログラミング演習

    2016年10月 - 2017年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2016年10月 - 2017年3月   後期

  • 量子理工学演習II

    2016年10月 - 2017年3月   後期

  • 量子理工学演習I

    2016年10月 - 2017年3月   後期

  • 課題集約演習

    2016年10月 - 2017年3月   後期

  • エネルギー科学卒業研究

    2016年4月 - 2017年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2016年4月 - 2017年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2016年4月 - 2017年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2016年4月 - 2017年3月   通年

  • 量子理工学実験

    2016年4月 - 2016年9月   前期

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2016年4月 - 2016年9月   前期

  • 量子理工学演習II

    2015年10月 - 2016年3月   後期

  • 原子力数値シミュレーション

    2015年10月 - 2016年3月   後期

  • プログラミング演習

    2015年10月 - 2016年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2015年10月 - 2016年3月   後期

  • 量子理工学演習I

    2015年10月 - 2016年3月   後期

  • 課題集約演習

    2015年10月 - 2016年3月   後期

  • エネルギー科学卒業研究

    2015年4月 - 2016年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2015年4月 - 2016年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2015年4月 - 2016年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2015年4月 - 2016年3月   通年

  • 量子理工学実験

    2015年4月 - 2015年9月   前期

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2015年4月 - 2015年9月   前期

  • 課題集約演習

    2014年10月 - 2015年3月   後期

  • プログラミング演習

    2014年10月 - 2015年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2014年10月 - 2015年3月   後期

  • 量子理工学演習I

    2014年10月 - 2015年3月   後期

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2014年4月 - 2015年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2014年4月 - 2015年3月   通年

  • エネルギー科学卒業研究

    2014年4月 - 2015年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2014年4月 - 2015年3月   通年

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2014年4月 - 2014年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2014年4月 - 2014年9月   前期

  • 課題集約演習

    2013年10月 - 2014年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2013年10月 - 2014年3月   後期

  • 量子理工学演習Ｉ

    2013年10月 - 2014年3月   後期

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2013年4月 - 2014年3月   通年

  • エネルギー科学卒業研究

    2013年4月 - 2014年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2013年4月 - 2014年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2013年4月 - 2014年3月   通年

  • 核燃料サイクル実験Ｉ

    2013年4月 - 2013年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2013年4月 - 2013年9月   前期

  • 原子炉物理学特論および実験

    2013年4月 - 2013年9月   前期

  • 課題集約演習

    2012年10月 - 2013年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2012年10月 - 2013年3月   後期

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2012年4月 - 2013年3月   通年

  • エネルギー科学卒業研究

    2012年4月 - 2013年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2012年4月 - 2013年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2012年4月 - 2013年3月   通年

  • 核燃料サイクル実験

    2012年4月 - 2012年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2012年4月 - 2012年9月   前期

  • 課題集約演習

    2011年10月 - 2012年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2011年10月 - 2012年3月   後期

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2011年4月 - 2012年3月   通年

  • エネルギー科学卒業研究

    2011年4月 - 2012年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2011年4月 - 2012年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2011年4月 - 2012年3月   通年

  • 核燃料サイクル実験

    2011年4月 - 2011年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2011年4月 - 2011年9月   前期

  • 創造科学工学基礎実験

    2010年10月 - 2011年3月   後期

  • 課題集約演習

    2010年10月 - 2011年3月   後期

  • エネルギー科学卒業研究

    2010年4月 - 2011年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2010年4月 - 2011年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2010年4月 - 2011年3月   通年

  • 量子理工学実験

    2010年4月 - 2010年9月   前期

  • 核燃料サイクル実験

    2010年4月 - 2010年9月   前期

  • 課題集約演習

    2009年10月 - 2010年3月   後期

  • 創造科学工学基礎実験

    2009年10月 - 2010年3月   後期

  • エネルギー物質科学実験B

    2009年4月 - 2010年3月   通年

  • エネルギー科学卒業研究

    2009年4月 - 2010年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2009年4月 - 2010年3月   通年

  • 核燃料サイクル実験

    2009年4月 - 2009年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2009年4月 - 2009年9月   前期

  • 創造科学工学基礎実験

    2008年10月 - 2009年3月   後期

  • 材料科学実験

    2008年10月 - 2009年3月   後期

  • 課題集約演習

    2008年10月 - 2009年3月   後期

  • エネルギー科学卒業研究

    2008年4月 - 2009年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2008年4月 - 2009年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2008年4月 - 2009年3月   通年

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2008年4月 - 2009年3月   通年

  • 量子理工学実験

    2008年4月 - 2008年9月   前期

  • 創造科学工学基礎実験

    2007年10月 - 2008年3月   後期

  • 課題集約演習

    2007年10月 - 2008年3月   後期

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2007年4月 - 2008年3月   通年

  • エネルギー科学卒業研究

    2007年4月 - 2008年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2007年4月 - 2008年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2007年4月 - 2008年3月   通年

  • 材料科学実験

    2007年4月 - 2007年9月   前期

  • 量子理工学実験

    2007年4月 - 2007年9月   前期

  • 創造科学工学基礎実験

    2006年10月 - 2007年3月   後期

  • 課題集約演習

    2006年10月 - 2007年3月   後期

  • エネルギー物質科学研究計画演習B

    2006年4月 - 2007年3月   通年

  • エネルギー物質科学実験B

    2006年4月 - 2007年3月   通年

  • エネルギー物質科学発表演習B

    2006年4月 - 2007年3月   通年

  • エネルギー科学科卒論研究

    2006年4月 - 2007年3月   通年

  • 量子理工学実験

    2006年4月 - 2006年9月   前期

  • 材料科学実験

    2006年4月 - 2006年9月   前期

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FD参加状況

  • 2025年3月   役割：参加   名称：全学FD「M2B講習会」

    主催組織：全学

  • 2022年5月   役割：参加   名称：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～」

    主催組織：部局

  • 2020年12月   役割：参加   名称：Moodleによるe-learning実施報告

    主催組織：部局

  • 2020年5月   役割：参加   名称：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

    主催組織：部局

  • 2016年3月   役割：参加   名称：原子力人材育成発表講習会

    主催組織：学科

  • 2016年1月   役割：参加   名称：国際規制物資の利用に関する講習会

    主催組織：部局

  • 2016年1月   役割：参加   名称：ELITE九大研修・講習会

    主催組織：部局

  • 2015年3月   役割：参加   名称：原子力人材育成発表講習会

    主催組織：学科

  • 2014年8月   役割：参加   名称：新GPA制度実施に向けたFD

    主催組織：全学

  • 2013年11月   役割：参加   名称：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

    主催組織：部局

  • 2013年3月   役割：参加   名称：平成24年度第2回工学部（府）FD

    主催組織：部局

  • 2012年2月   役割：参加   名称：国際工学教育環境整備と若手教員の海外派遣

    主催組織：部局

  • 2012年2月   役割：参加   名称：人材育成を通した産学連携～北海道大学の施策～

    主催組織：部局

  • 2011年2月   役割：参加   名称：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）

    主催組織：部局

  • 2010年6月   役割：参加   名称：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

    主催組織：部局

  • 2009年12月   役割：参加   名称：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

    主催組織：学科

  • 2009年3月   役割：参加   名称：授業改善の取り組み

    主催組織：部局

  • 2008年3月   役割：参加   名称：原子力人材育成発表講演会

    主催組織：学科

  • 2007年3月   役割：参加   名称：工学部（府）FD

    主催組織：部局

  • 2007年1月   役割：参加   名称：メンタルヘルス講習会

    主催組織：部局

  • 2007年1月   役割：参加   名称：助教FD

    主催組織：部局

  • 2006年6月   役割：参加   名称：メンタルヘルス講習会

    主催組織：部局

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指導学生の受賞

  • 学会講演賞

    授与年月：2024年9月

    受賞学生の区分：修士   受賞学生氏名：吉富順平

    　 詳細を見る

    2024年原子力学会秋の大会学会講演賞

大学全体における各種委員・役職等

  • 2023年4月 - 2026年3月   放射線等障害防止委員会

その他部局等における各種委員・役職等

  • 2023年4月 - 2026年3月   研究院 工学研究院等安全衛生部会

  • 2019年4月 - 2020年3月   その他 エネルギー量子工学部門（EQ）会経理

  • 2014年4月 - 2015年3月   その他 エネルギー量子工学部門（EQ）会経理

  • 2010年4月 - 2023年3月   その他 予算・安全衛生・LAN関係等の管理運営

  • 2005年4月 - 2025年3月   部門 工場委員

社会貢献・国際連携活動概要

  • 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。

社会貢献活動

  • 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年10月

    　詳細を見る

    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：講演会

  • 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年8月

    　詳細を見る

    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：講演会

  • 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年8月

    　詳細を見る

    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：研究指導

  • 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年9月

    　詳細を見る

    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：研究指導

  • 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年11月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 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年9月

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    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：研究指導

  • 北九州ゆめみらいワーク

    北九州市  西日本総合展示場  2015年8月

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    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：その他

  • 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年3月

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    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：その他

  • 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年7月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 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年6月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 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年11月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • こども夢基金科学実験出前講座

    九州エネルギー館  2013年2月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 科学実験出前講座

    阿蘇市立阿蘇中学校  2012年12月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • ゆめ基金科学実験出前講座

    まもるーむ福岡  2012年12月

    　詳細を見る

    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 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年10月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • こども夢基金科学実験出前講座

    九州エネルギー館  2012年9月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 科学実験講座

    平尾小学校  2011年3月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 科学実験講座

    唐津市相知中学校  2011年1月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 科学実験講座

    伊万里市青嶺中学校  2010年6月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 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年3月

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    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：講演会

  • 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年3月

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    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：その他

  • みらいキッズ科学実験講座

    九州エネルギー館  2010年2月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 科学実験教室

    天草市立倉岳中学校  2009年10月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 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年10月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 科学実験教室

    上天草市立大道中学校  2009年9月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 科学実験教室

    熊本市立東野中学校  2009年9月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 科学実験教室

    九州電力北九州支店  2009年7月

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    対象：幼稚園以下,　小学生,　中学生,　高校生

    種別：セミナー・ワークショップ

  • 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年12月

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    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：その他

  • 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年6月

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    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：講演会

  • 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年6月

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    対象：社会人・一般,　学術団体,　企業,　市民団体,　行政機関

    種別：講演会

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政策形成、学術振興等への寄与活動

  • 2018年11月 - 2025年3月   原子力規制庁

    燃料技術評価検討会

  • 2015年6月 - 2019年3月   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

海外渡航歴

  • 2017年5月

    滞在国名1：アメリカ合衆国   滞在機関名1：Hilton Waikoloa Village

  • 2016年7月

    滞在国名1：グレートブリテン・北アイルランド連合王国(英国)   滞在機関名1：Imperial College London

    滞在機関名2：The University of Sheffield

  • 2014年10月 - 2014年11月

    滞在国名1：アメリカ合衆国   滞在機関名1：Hilton Clearwater

  • 2013年5月

    滞在国名1：フランス共和国   滞在機関名1：Congress Center Strasbourg

  • 2012年5月

    滞在国名1：フランス共和国   滞在機関名1：Congress Center Strasbourg

  • 2010年10月

    滞在国名1：ドイツ連邦共和国   滞在機関名1：Karlsruhe's Centre for Art and Media

    滞在機関名2：Institute for Transuranium Elements

  • 2009年7月

    滞在国名1：アメリカ合衆国   滞在機関名1：Grand Hyatt San Francisco

    滞在機関名2：UC Berkeley, California university

  • 2008年8月 - 2008年9月

    滞在国名1：オーストリア共和国   滞在機関名1：Parkhotel, Portschach

  • 2007年11月

    滞在国名1：アメリカ合衆国   滞在機関名1：Sheraton hotel, Boston, MA, USA

  • 2006年10月

    滞在国名1：アメリカ合衆国   滞在機関名1：Park City Marriott

  • 2006年7月 - 2006年8月

    滞在国名1：アメリカ合衆国   滞在機関名1：Colorado University

  • 2005年5月 - 2005年6月

    滞在国名1：フランス共和国   滞在機関名1：Congress Center Strasbourg

  • 2004年8月

    滞在国名1：中華人民共和国   滞在機関名1：Frangrant Hill Hotel

  • 2003年9月

    滞在国名1：グレートブリテン・北アイルランド連合王国(英国)   滞在機関名1：British Nuclear Fuels

  • 2000年6月 - 2000年7月

    滞在国名1：スイス連邦   滞在機関名1：Paul Scherrer Institute

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