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. [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  
  
• 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  
  

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