論文

• Ayumi Itoh, Kosuke Inoue, Yoshinao Kobayashi, Kan Sakamoto, Yoichi Endo, Kenichiro Nozaki, Shoichi Suehiro, Takeshi Honda, Kenji Owada, Masato Mizokami, Mutsumi Hirai, Kenichi Ito, Shinya Mizokami. Early-phase core degradation interpretation by interaction between fuel cladding and fuel components in Fukushima Daiichi nuclear power plant Unit 2, Journal of Nuclear Science and Technology, May 2024.
• B.A. Pint, Y.F. Su, M. Romedenne, J. Jun, M. Kondo, N. Oono, K. Sakamoto, Yuji Hatano. Liquid metal compatibility of pre-oxidized FeCrAl in flowing Sn, Fusion Engineering and Design, Elsevier, Vol. 202, 114377, Mar. 2024.

国際会議発表 (査読なし・不明)

• A. Itoh, R. Hagiwara, Kosuke Inoue, Shintaro Yasui, yoshinao kobayashi, K. Sakamoto, M. Mizokami, M. Hirai, K. Ito. Reaction mechanism of early liquefaction stage of SUS316/Inconel718-Zircaloy4 with and without oxide layer, Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Decommissioning Research (FDR2022), Oct. 2022.

国内会議発表 (査読なし・不明)

• 北村 嘉規, 近藤 正聡, 畑山 奨, 大野 直子, 菱沼 良光, 坂本 寛, 波多野 雄治, Pint Bruce, Jun Jiheon, Romedenne Marie. [2-22 【奨励賞】] Adhesion of α-Al2O3 layer formed on ODS FeCrAl alloys after exposure to liquid metals, 日本原子力学会 2024年春の年会, 日本原子力学会 2024年春の年会 学生ポスターセッション 予稿集, 日本原子力学会, Mar. 2024.  公式リンク  
  
• 萩原 想大, 坂本 寛, 近藤 正聡. [2G06] 液体金属錫環境下におけるZr合金とTi合金の化学的共存性に関する研究, 日本原子力学会 2024年春の年会, 日本原子力学会 2024年春の年会 予稿集, 日本原子力学会, Mar. 2024.  公式リンク  
  
• 萩原 想大, 坂本 寛, 近藤 正聡. [2-25] 液体金属錫環境下におけるZr合金とTi合金の化学的共存性に関する研究, 日本原子力学会 2024年春の年会, 日本原子力学会 2024年春の年会 学生ポスターセッション 予稿集, 日本原子力学会, Mar. 2024.  公式リンク  
  
• 北村 嘉規, 近藤 正聡, 畑山 奨, 大野 直子, 菱沼 良光, 坂本 寛, 波多野 雄治, Pint Bruce, Jun Jiheon, Romedenne Marie. [2G03] ODS FeCrAl合金が形成するα-Al2O3被膜の密着強度と液体金属浸漬の影響に関する研究, 日本原子力学会 2024年春の年会, 日本原子力学会 2024年春の年会 予稿集, 日本原子力学会, Mar. 2024.  公式リンク  
  
• 宮川幸大, 近藤正聡, 大野直子, 笠田竜太, Yu Hao, 坂本寛, 田中照也. Al含有積層造形材の液体金属環境下における材料共存性に関する研究, 日本原子力学会 2021年秋の年会 学生ポスターセッション(リモート), 2021年 原子力学会秋の年会 学生ポスターセッション 発表概要集, Sept. 2021.
• 萩原遼太郎, 伊藤あゆみ, 安井伸太郎, 小林能直, 溝上 暢人, 伊東 賢一, 平井 睦, 坂本 寛. Zircaloy/Steel反応によるBWR構造物初期溶融反応実験, 日本原子力学会春の年会, Mar. 2021.

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