研究成果
口頭発表
| 発表年 | 発表先 | 題名 | 発表者 (*) 弊社社員 |
| 2023年3月 | 日本原子力学会 2023年春の年会 バックエンド部会企画セッション |
燃料デブリ性状把握･推定技術の開発状況と今後の課題 (4)燃料デブリの経年変化特性の推定状況 |
(*)鈴木晶大、他 |
| 日本原子力学会 2023年春の年会 |
BWR使用済燃料被覆管の乾式貯蔵時における機械的特性及び微細組織に及ぼす熱処理の影響 (3) 熱処理後の被覆管微細組織評価 |
(*)横山博紀、他 | |
| 日本原子力学会 2023年春の年会 |
BWR使用済燃料被覆管の乾式貯蔵時における機械的特性及び微細組織に及ぼす熱処理の影響 (2) 熱処理後の被覆管引張特性 |
(*)三浦祐典、他 | |
| 2022年10月 | 日本機械学会／日本原子力学会 FDR 2022（福島廃炉研究国際会議 2022） |
Interaction between BWR fuel cladding and fuel components in early phase of severe accident | (*)K. Sakamoto, et al. |
| American Nuclear Society TopFuel 2021 |
Practical Development of Accident Tolerant FeCrAl-ODS Fuel Claddings for BWRs in Japan | (*)K. Sakamoto, et al. | |
| 2022年9月 | The French Nuclear Society Fontevraud 10 |
Proposal of stiff fixture for better fatigue-pre-cracking of Mini-C(T) fracture toughness specimens | (*)S. Sakuraya, et al. |
| 日本原子力学会 2022年秋の大会 |
水素発生G値の温度依存性に関する調査研究 (3)使用済燃料溶解液を用いた水素発生G値の温度依存性試験データの取得 |
(*)横山博紀、他 | |
| 日本原子力学会 2022年秋の大会 |
水素発生G値の温度依存性に関する調査研究 (2)使用済燃料溶解液を用いた水素発生G値の温度依存性試験装置の作製 |
(*)金子昌章、他 | |
| 日本原子力学会 2022年秋の大会 |
燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発 (9) 概要および模擬デブリ作製 |
(*)樋口徹、他 | |
| 日本原子力学会 2022年秋の大会 |
燃料デブリの経年変化特性の推定技術の開発 (3) 模擬燃料デブリの気中及び水中経年変化加速試験 |
(*)三浦祐典、他 | |
| 日本原子力学会 2022年秋の大会 |
燃料デブリの経年変化特性の推定技術の開発 (2) 微粒子化要因を有する模擬燃料デブリの製作 |
(*)鈴木晶大、他 | |
| 2022年7月 | The American Society of Mechanical Engineers Pressure Vessels and Piping conference 2022 |
Practical procedure of test temperature choice for Mini-C(T) Master Curve evaluation | (*)M. Yamamoto, et al. |
| The Association for Materials Protection and Performance 20th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors |
K / Size Effects on the Crack Growth Rate of Irradiated Stainless Steels of Boiling Water Reactors | (*)M. Koshiishi, et al. | |
| 2022年6月 | ASTM International 20th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry |
Axial variations of oxide layer growth and hydrogen uptake of BWR fuel claddings under steam starvation conditions | (*)K. Sakamoto, et al. |
| 2022年3月 | 日本原子力学会 2022年春の年会 |
超小型破壊靭性試験片を用いたマスターカーブ法評価における試験温度とその選択幅の事前推定法 | (*)山本真人、他 |
| 日本金属学会 2022年春期第170回講演大会 |
透過型電子顕微鏡を用いた軽水炉構造材料の中性子照射劣化評価技術 | (*)瀬戸仁史 | |
| 2021年10月 | TopFuel2021 European Nuclear Society |
Practical Development of Accident Tolerant FeCrAl-ODS Fuel Claddings for BWRs in Japan | (*)K. Sakamoto, et al. |
| 2021年9月 | 日本原子力学会 2021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 (37)高レベル廃棄物顆粒体の概念仕様 |
(*)鈴木晶大、他 |
| 日本原子力学会 2021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 (39)実用システムの効果 |
(*)深澤哲生、他 | |
| 日本原子力学会 2021年秋の大会 |
燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発 (6)模擬燃料デブリの作製 |
(*)三浦祐典、他 | |
| 日本原子力学会 2021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(6) | (*)坂本寛、他 | |
| 2021年3月 | 日本原子力学会 2021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 (36)HLW顆粒体貯蔵設備の概念仕様 |
(*)深澤哲生、他 |
| 日本原子力学会 2021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 (34)HLW顆粒体製造ロータリーキルンの概念仕様 |
(*)遠藤洋一、他 | |
| 日本原子力学会 2021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 (33)柔軟な廃棄物管理法の概念仕様 |
(*)鈴木晶大、他 | |
| 日本原子力学会 2021年春の年会 材料部会セッション |
照射炉利用関連研究開発の現状と国内照射炉の必要性(1) (4)軽水炉燃料開発における照射試験炉と照射後試験施設の役割 |
(*)坂本寛 | |
| 日本原子力学会 水化学部会 第39回定例研究会 |
FeCrAl-ODS被覆管を用いたBWR事故耐性燃料の開発 | (*)坂本寛 | |
| 2020年10月 | Elsevier NuMat 2020 |
Development of ODS-FeCrAl Cladded Accident Tolerant Fuel for LWRs in Japan | (*)K. Sakamoto |
| 腐食防食学会 第67回材料と環境討論会 |
中性子照射ステンレス鋼の水素注入環境下におけるSCC進展モデルの開発（その2） | (*)越石正人、他 | |
| 2020年9月 | 日本原子力学会 2020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(5) (1)トリチウム透過に対する酸化膜の障壁効果 |
(*)坂本寛、他 |
| 日本原子力学会 2020年秋の大会 |
燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発 (3)模擬燃料デブリの作製 |
(*)大内敦、他 | |
| 日本原子力学会 2020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３） (2)照射済み(U, Th, Zr)水素化物の微細組織観察 |
(*)柴田博紀、他 | |
| 日本原子力学会 2020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 (32)高速炉/ADSサイクルへの適用によるADS燃料の発熱量低減 |
(*)深澤哲生、他 | |
| 日本原子力学会 2020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 (28)顆粒体製造用連続式ロータリーキルンの運転条件の最適化 |
(*)遠藤洋一、他 | |
| 日本原子力学会 2020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 (27)優れた全体システムのための顆粒体か焼温度の選定 |
(*)鈴木晶大、他 | |
| 2020年7月 | The American Society of Mechanical Engineers PVP 2020 (Pressure Vessels and Piping Conference) |
EVALUATION OF CRACK GROWTH RATE OF NEUTRON IRRADIATED AUSTENITIC STAINLESS STEELS AT HIGH STRESS INTENSITY FACTOR LEVELS | (*)H. Seto, et al. |
| The American Society of Mechanical Engineers PVP 2020 (Pressure Vessels and Piping Conference) |
APPLICABILITY OF FORMULA OF THE IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING RATES FOR NEUTRON-IRRADIATED TYPE 316L STAINLESS STEELS TO VARIOUS TYPES OF STAINLESS STEELS UNDER BOILING WATER REACTOR CONDITION | (*)M. Koshiishi, et al. | |
| 2020年4月 | 腐食防食学会 材料と環境2020 （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4月30日、講演集発行により公知。） |
中性子照射ステンレス鋼の水素注入環境下におけるSCC進展モデルの開発 | (*)越石正人、他 |
| 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 |
| 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2月27日、予稿集公開により公知。） |
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 | |
| 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2月27日、予稿集公開により公知。） |
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2月27日、予稿集公開により公知。） |
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 | |
| 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 | |
| 2019年11月 | 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. |
投稿・寄稿
| 発表年 | 発表先 | 題名 | 発表者 (*) 弊社社員 |
| 2021年 | Journal of Nuclear Materials Vol.557, 153276 (2021) North-Holland (Elsevier Science B.V.) |
Development of Accident Tolerant FeCrAl-ODS Fuel Cladding for BWRs in Japan | (*)K. Sakamoto, et al. |
| 2020年6月 | 日本原子力学会誌「アトモス」2020年6月号 | 軽水炉燃料国際会議「TOP FUEL 2019」の概要 | (*)坂本寛 |