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研究成果

研究成果

 
 口頭発表
 
発表年 発表先 題目 発表者
(*) 弊社社員
2020年3月 日本金属学会
2020年春期 第166回講演大会 公募シンポジウム基調講演

(新型コロナウィルス感染症への対応のため開催中止。但し、2020年3月3日、講演概要公開により公知。)
フェライト相中の溶質原子クラスタ定量評価に対するEDSトモグラフィの適用性の検討 (*)瀬戸仁史
2020年2月 日本原子力学会
2020年春の年会

(新型コロナウィルス感染症への対応のため開催中止。但し、2020年3月3日、講演概要公開により公知。)
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
(23)高レベル廃棄物顆粒体製造用ロータリーキルンの運転パラメータの検討
(*)遠藤洋一、他
日本原子力学会
2020年春の年会

(新型コロナウィルス感染症への対応のため開催中止。但し、2020年3月3日、講演概要公開により公知。)
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
(*)鈴木晶大、他
日本原子力学会
2020年春の年会

(新型コロナウィルス感染症への対応のため開催中止。但し、2020年3月3日、講演概要公開により公知。)
核燃料部会企画セッション 事故耐性燃料の開発状況〜課題と展望 BWR用燃料開発その1 (*)坂本寛
2019年11月 日本原子力学会 水化学部会
第37回定例研究会
福島第一事故汚染物に関する放射性核種分析と由来の推定 (*)市川真史
日本原子力学会 水化学部会
「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門員会 第8回委員会
福島第一事故汚染物に関する放射性核種分析と由来の推定 (*)金子昌章
NACE International
NACE East Asia and Pacific Area Conference
Effect of Ion Irradiation on Hydrogen Pick-up of Zr alloys (*)K. Takahashi, et al.
2019年10月 Materials Research Society
The 43rd Annual Symposium on the Scientific Basis for Nuclear Waste Management
Investigation of Calcined HLW Storage to Apply Minor Actinide Partitioning & Transmutation Technology to SNF from LWR (*)Y. Endo, et al.
2019年9月 American Nuclear Society
TopFuel 2019
RECENT PROGRESS IN DEVELOPMENT OF ACCIDENT TOLERANT FeCrAl-ODS FUEL CLADDINGS FOR BWRS IN JAPAN (*)K. Sakamoto, et al.
American Nuclear Society
GLOBAL2019
Enhancing MA Transmutation by Irradiation of (MA, Zr)Hx in FBR Blanket - Fabrication of (Am, Zr) Alloy - (*)M. Hirai, et al.
American Nuclear Society
GLOBAL2019
Influence of Filling Fraction of Simulated High-Level Waste on Consistency in Flexible Waste Management System (*)A. Suzuki, et al.
American Nuclear Society
GLOBAL2019
Status of Research and Development of Fabricating Large-Size High-Level Waste Pellet by Hot Press (*)Y. Endo, et al.
日本原子力学会
2019年秋の大会
早期実用化を目指したMA-Zr水素化物を用いた核変換処理に関する研究開発(その2)
2.Nd-Zr酸化物の硝酸への溶解特性
(*)樋口徹、他
日本原子力学会
2019年秋の大会
安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発(3)
(2)BWR用FeCrAl-ODS鋼
(*)坂本寛、他
日本原子力学会
2019年秋の大会
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
(16)顆粒体製造技術開発の進捗状況
(*)遠藤洋一、他
日本原子力学会
2019年秋の大会
福島第一原子力発電所の原子炉格納容器内等で採取された試料の分析
(4)ウラン含有粒子に着目した詳細分析
(*)鈴木晶大、他
日本原子力学会
2019年秋の大会
福島第一原子力発電所内採取試料分析データによる核種移行の検討
(5)炉内汚染物の由来に関する推定方法
(*)金子昌章、他
日本原子力学会
2019年秋の大会
福島第一原子力発電所内採取試料分析データによる核種移行の検討
(6)1及び2号機炉内汚染物に関する放射性核種の由来の推定
(*)市川真史、他
日本原子力学会
2019年秋の大会
改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発(4)
(4)通常運転時の燃料破損に対する耐性(2)
(*)三浦祐典、他
日本原子力学会
2019年秋の大会
改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発(4)
(6)高温水腐食挙動および水蒸気酸化特性
(*)高橋克仁、他
日本材料学会
腐食防食部門委員会 第329回例会 実用に近づいた数値シミュレーション技術
すべり酸化機構に基づく照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展評価モデルの開発 (*)越石正人
2019年8月 American Nuclear Society
19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors
DEVELOPMENT OF PREDICTION METHOD FOR RADIATION HARDENING OF REACTOR INTERNALS (*)H. Seto, et al.
American Nuclear Society
19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors
FORMULATION OF THE IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACK GROWTH RATES FOR NEUTRON-IRRAIATED STAINLESS STEELS IN HIGH-TEMPERATURE WATER OF A BOILING WATER REACTOR (*)M. Koshiishi, et al.
2019年4月 American Nuclear Society
International High-Level Radioactive Waste Management 2019
Effect of Calcination Temperature on Microphase Structure in Simulated High-Level Waste Calcine (*)Y. Endo, et al.
American Nuclear Society
International High-Level Radioactive Waste Management 2019
Investigating Conditions for Manufacturing Uniform Simulated High-Level Waste Granules Using Batch Type Rotary Kiln (*)A. Suzuki, et al.
2019年3月 日本原子力学会
2019年春の年会
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
(13)顆粒体製造における模擬高レベル廃液乾燥条件の検討
(*)遠藤洋一、他
日本原子力学会
2019年春の年会
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
(14)顆粒体高密度化手法の開発
(*)鈴木晶大、他
日本原子力学会
2019年春の年会
Zr合金酸化膜の水素脱離挙動におよぼす照射損傷の影響 (*)高橋克仁、他
日本原子力学会
2019年春の年会
早期実用化を目指したMA-Zr水素化物を用いた核変換処理に関する研究開発
水素化に適した(Ln, Zr)合金の作製
(*)大内敦、他
日本原子力学会
2019年春の年会
フェライト相中の溶質原子クラスタ定量評価に対するEDSトモグラフィの適用性の検討 (*)瀬戸仁史、他
日本原子力学会
2019年春の年会
微小試験片による破壊靭性評価手法の検討 (*)川原田義幸、他
2018年11月 American Nuclear Society
2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo
Granulation Behavior of Simulated High Level Waste by Rotary Kiln (*)Y. Endo, et al.
American Nuclear Society
2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo
Practical Research on Flexible HLW Management System for MA Recovery (*)A. Suzuki, et al.
2018年10月 4th International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Tohoku 2018) Application of Charpy Specimens Reconstituted by Electron Beam Welding for the Evaluation of Irradiation Embrittlement of Reactor Pressure Vessels (*)S. sakuraya, et al.
Elsevier
NuMat2018
Tritium Permeation through Oxide Film of FeCrAl-ODS Ferritic Steel (*)K. Sakamoto, et al.
2018年9月 American Nuclear Society
TopFuel 2018
Progress on Japanese Development of Accident Tolerant FeCrAl-ODS Fuel Claddings for BWRs (*)K. Sakamoto, et al.
OECD/NEA
15th NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation
R&D Plan and Status of a Practical Flexible Waste Management System for MA P&T Technology (*)A. Suzuki, et al.
日本原子力学会
2018年秋の大会
改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発(3)
(6)照射後機械特性
(*)高橋克仁、他
日本原子力学会
2018年秋の大会
改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発(3)
(4)通常運転時の燃料破損に対する耐性
(*)三浦祐典、他
日本原子力学会
2018年秋の大会
早期実用化を目指したMA-Zr水素化物を用いた核変換処理に関する研究開発
(2)アトライターおよびホットプレスを用いた(Ln, Zr)ペレットの作製
(*)大内敦、他
日本原子力学会
2018年秋の大会
早期実用化を目指したMA-Zr水素化物を用いた核変換処理に関する研究開発
(1)Ma-Zr水素化物の作製計画
(*)平井睦、他
日本原子力学会
2018年秋の大会
安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発
(2)BWR用FeCrAl-ODS鋼
(*)坂本寛、他
日本原子力学会
2018年秋の大会
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
(10)製造条件の異なる顆粒体の適用性評価
(*)鈴木晶大、他
日本原子力学会
2018年秋の大会
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
(9)バッチ式ロータリーキルン試験による顆粒体製造条件の検討
(*)遠藤洋一、他
2018年3月 日本原子力学会
2018年春の年会
早期実用化を目指したMA-Zr水素化物を用いた核変換処理に関する研究開発
(5)アトライターおよびホットプレスを用いた(Nd, Zr)ペレットの作製
(*)大内敦、他
日本原子力学会
2018年春の年会
早期実用化を目指したMA-Zr水素化物を用いた核変換処理に関する研究開発
(4)溶融による(Ln, Zr)合金の作製
(*)平井睦、他
日本原子力学会
2018年春の年会
事故耐性燃料被覆管材としてのCe酸化物を分散させたFeCrAl-ODSフェライト鋼の開発
(1)通常運転時及び事故時におけるふるまい
(*)坂本寛、他
日本原子力学会
2018年春の年会
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
(7)ロータリーキルン法による模擬廃棄物の顆粒化挙動
(*)遠藤洋一、他
日本原子力学会
2018年春の年会
サブサイズ試験片の原子炉圧力容器監視試験への適用性評価 (*)川原田義幸、他
日本原子力学会
2018年春の年会
微小試料による機械特性評価手法の検討
自動ボール押込み試験の圧力容器鋼評価への適用性
(*)宮代聡、他
日本原子力学会
2018年春の年会
東京電力福島第一原子力発電所事故におけるセシウムの化学的挙動に関する検討
(5)気相中凝固プロセスによる不溶性Cs粒子の生成試験
(*)鈴木晶大、他
2017年9月 Japan Atomic Energy Agency (JAEA)
HOTLAB2017
Development of the electrochemical testing techniques in hot-cell (*)H. Tsuchihashi, et al.
Japan Atomic Energy Agency (JAEA)
HOTLAB2017
Enhancing MA Transmutation by Irradiation of (MA, ZR) Hx in FBR Blanket - Fabrication of (Ln, Zr) Hx Pellets - (*)M. Hirai, et al.
Korean Nuclear Society
WRFPM 2017
Overview of Japanese Development of Accident Tolerant FeCrAl-ODS Fuel Claddings for BWRs (*)K. Sakamoto, et al.
日本原子力学会
2017年秋の大会
早期実用化を目指したMA-Zr水素化物を用いた核変換処理に関する研究開発
(1)溶融による(Ln, Zr)合金の作製
(*)平井睦、他
日本原子力学会
2017年秋の大会
早期実用化を目指したMA-Zr水素化物を用いた核変換処理に関する研究開発
(2)アトライターを用いた(Nd, Zr)混合粉末の作製
(*)大内敦、他
日本原子力学会
2017年秋の大会
電子ビーム溶接によるRPV監視試験片再生技術の開発 (*)櫻谷誠司、他
日本原子力学会
2017年秋の大会
改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発(2)
(6)トリチウム透過特性・水蒸気酸化特性
(*)高橋克仁、他
日本原子力学会
2017年秋の大会
照射オーステナイトステンレス鋼におけるミクロ組織と機械的特性の相関に関する検討 (*)瀬戸仁史、他
日本原子力学会
2017年秋の大会
安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発
(2)BWR用FeCrAl-ODS鋼
(*)坂本寛、他
日本原子力学会
2017年秋の大会
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
(2)HLW顆粒体の製造技術開発計画
(*)水迫文樹、他
2017年8月 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors
TMS
Formation of He Bubbles by Repair-welding in Neutron-irradiated Stainless Steels Containing Surface Cold-worked Layer (*)M. Koshiishi, et al.
2017年4月 ICAPP 2017 Stress Corrosion Crack Growth Behavior of Strain Hardened Stainless Steels Evaluated by FRI Model Calculations (*)M. Koshiishi, et al.
ICAPP 2017 Preliminary performance evaluation of FeCrAl-ODS steel fuel cladding under accident conditions of BWRs (*)K. Sakamoto, et al.
2017年3月 日本原子力学会
2017年春の年会
EDSトモグラフィを用いたフェライト相中の溶質原子クラスタ評価方法の検討 (*)瀬戸仁史、他
日本原子力学会
2017年春の年会
事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発(3)
(10) 軽水炉燃料被覆管への適用性評価
(*)坂本寛、他
日本原子力学会
2017年春の年会
事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発(3)
(9) UO2との高温反応、LOCA模擬試験
(*)鳥丸忠彦、他
日本原子力学会
2017年春の年会
デジタル画像相関法を応用したスモールパンチ試験 (*)板谷雅雄、他
日本原子力学会
2017年春の年会
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、他
 
 寄稿
 
発表年 発表先 題目 発表者
(*) 弊社社員
2017年 Institute of Corrosion ScienceCorrosion Science Vol. 123 (2017) p. 278-288
Application of the FRI crack growth model for neutron-irradiated stainless steel in high-temperature water of a boiling water reactor environment (*)M. Koshiishi
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