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炉材料の微細組織と強度に対する過酷事故時の熱影響について (1) - 格納容器鋼の微細組織及び強度変化の検討
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本原子力学会2019年秋の大会[2019 Fall Meeting of Atomic Energy Society of Japan])
情報提供機関/著者: 高橋 憲人(福島工業高等専門学校); 橋本 拓実(福島工業高等専門学校); 文元 太郎(東京工業大学); 松形 光紀(福島工業高等専門学校); 實川 資朗(福島工業高等専門学校)
掲載日/会議開催日: 2019-09-13
炉材料の微細組織と強度に対する過酷事故時の熱影響について (2) - 照射を受けた炉心機器用オーステナイト鋼の焼鈍による微細組織変化
情報提供機関/著者: 橋本 拓実(福島工業高等専門学校); 高橋 憲人(福島工業高等専門学校); 上田 隼(福島工業高等専門学校); 實川 資朗(福島工業高等専門学校)
空気/水蒸気混合雰囲気中での被覆管高温酸化挙動に関する研究
情報提供機関/著者: 根本 義之(日本原子力研究開発機構); 加治 芳行(日本原子力研究開発機構)
シビアアクシデント時の溶融炉心の拡がりモデルの開発
情報提供機関/著者: 原 伸英(三菱重工業(株)); 小田 拓央(三菱重工業(株)); 小室 吉輝(三菱重工業(株)); 野口 浩徳(三菱重工業(株)); 谷本 浩一(三菱重工業(株)); 蒲原 覚(三菱重工業(株)); 合田 博志(三菱重工業(株))
掲載日/会議開催日: 2019-09-11
2019年度第2回福島リサーチカンファレンス(FRC) 「東京電力福島第一原子力発電所の廃炉とシビアアクシデント研究のための材料科学ワークショップ2019」開催のお知らせ
(上位階層ページタイトル/会議名: 福島リサーチカンファレンス)
情報提供機関/著者: 日本原子力研究開発機構
掲載日/会議開催日: 2019-05-28
Materials science for severe accident and Fukushima-Daiichi decommissioning workshop 2019 (Program)
(上位階層ページタイトル/会議名: 福島リサーチカンファレンス開催案内)
核分裂生成物と燃料デブリの比較 - 廃炉作業時の影響比較の観点より 1 - 燃料デブリの基礎特性と事故時のふるまい
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本原子力学会2019年春の年会[2019 Annual Meeting of Atomic Energy Society of Japan])
情報提供機関/著者: 中村 勤也((一財)電力中央研究所); 高野 公秀(日本原子力研究開発機構)
掲載日/会議開催日: 2019-03-21
核分裂生成物と燃料デブリの比較 - 廃炉作業時の影響比較の観点より 2 -核分裂生成物の基礎特性と事故時のふるまい
情報提供機関/著者: 宮原 直哉(日本原子力研究開発機構); 逢坂 正彦(日本原子力研究開発機構)
核分裂生成物と燃料デブリの比較 - 廃炉作業時の影響比較の観点より 3 - 廃炉作業時に想定される燃料デブリと核分裂生成物の挙動の比較
情報提供機関/著者: 逢坂 正彦(日本原子力研究開発機構); 宮原 直哉(日本原子力研究開発機構)
核分裂生成物と燃料デブリの比較 - 廃炉作業時の影響比較の観点より 4 - 廃炉作業時の放射性物質管理の留意事項
情報提供機関/著者: 高木 純一(東芝エネルギーシステムズ(株)); 内田 俊介(日本原子力研究開発機構)
軽水炉シビアアクシデント時のCsと鋼材との化学吸着挙動 1 - 600℃付近における鋼材へのCs化学吸着挙動に関する実験的研究
情報提供機関/著者: 鈴木 恵理子(日本原子力研究開発機構); 髙瀨 学(日本原子力研究開発機構); 中島 邦久(日本原子力研究開発機構); 西岡 俊一郎(日本原子力研究開発機構); 逢坂 正彦(日本原子力研究開発機構)
掲載日/会議開催日: 2019-03-20
軽水炉シビアアクシデント時のCsと鋼材との化学吸着挙動 2 - Cs化学吸着生成物の温度上昇による性状変化
情報提供機関/著者: 西岡 俊一郎(日本原子力研究開発機構); 髙瀨 学(日本原子力研究開発機構); 中島 邦久(日本原子力研究開発機構); 鈴木 恵理子(日本原子力研究開発機構); 逢坂 正彦(日本原子力研究開発機構)
シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化 2-1 - 全体概要
情報提供機関/著者: 永江 勇二(日本原子力研究開発機構); 倉田 正輝(日本原子力研究開発機構)
シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化 2-2 - 溶融移行挙動詳細解析コード整備
情報提供機関/著者: 山下 晋(日本原子力研究開発機構); 永江 勇二(日本原子力研究開発機構); 倉田 正輝(日本原子力研究開発機構); 吉田 啓之(日本原子力研究開発機構)
シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化 2-4 - UO2-Zr 高温反応試験
情報提供機関/著者: 白数 訓子(日本原子力研究開発機構); 鈴木 晶大(日本核燃料開発(株)); 永江 勇二(日本原子力研究開発機構); 倉田 正輝(日本原子力研究開発機構)
シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化 2-5 - 要素過程モデル整備 － 凝固モデル整備
情報提供機関/著者: 佐藤 拓未(日本原子力研究開発機構); 及川 勝成(東北大学); 永江 勇二(日本原子力研究開発機構); 倉田 正輝(日本原子力研究開発機構)
シビアアクシデント時の炉心燃料損傷に関する研究 1 - Severe fuel damage試験(SFD)1-4試験と解析条件
情報提供機関/著者: 西田 浩二((株)原子力安全システム研究所); 鳥毛 俊秀((株)原子力安全システム研究所); 佐野 直樹((株)原子力安全システム研究所); 楠木 貴世志((株)原子力安全システム研究所); 村瀬 道雄((株)原子力安全システム研究所)
シビアアクシデント時の炉心燃料損傷に関する研究 2 - Severe fuel damage試験(SFD)1-4試験の解析評価
情報提供機関/著者: 佐野 直樹((株)原子力安全システム研究所); 西田 浩二((株)原子力安全システム研究所); 鳥毛 俊秀((株)原子力安全システム研究所); 楠木 貴世志((株)原子力安全システム研究所); 村瀬 道雄((株)原子力安全システム研究所)
シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化 2-3 - JUPITERコードの溶融要素過程解析モデルに対する妥当性検証解析
情報提供機関/著者: Chai, Penghui(日本原子力研究開発機構); 山下 晋(日本原子力研究開発機構); 永江 勇二(日本原子力研究開発機構); 倉田 正輝(日本原子力研究開発機構)
シビアアクシデント時の燃料破損･溶融過程解析手法の高度化 4 - (その4)ジルカロイ酸化/水素化モデルの整備
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本原子力学会2018年秋の大会[2018 Fall Annual Meeting of Atomic Energy Society of Japan])
情報提供機関/著者: 山崎 宰春(日本原子力研究開発機構); プシェニチコフ アントン(日本原子力研究開発機構); 永江 勇二(日本原子力研究開発機構); 倉田 正輝(日本原子力研究開発機構); 坂本 寛(日本核燃料開発(株)); 徳島 二之((株)グローバル･ニュークリア･フュエル･ジャパン); 青見 雅樹((株)グローバル･ニュークリア･フュエル･ジャパン)
掲載日/会議開催日: 2018-09-05
