研究者
J-GLOBAL ID:202101018866822395   更新日: 2024年12月16日

中島 邦久

ナカジマ クニヒサ | Nakajima Kunihisa
所属機関・部署:
競争的資金等の研究課題 (1件):
  • MA-MOX燃料中のヘリウム挙動の計算科学的手法による解明と体欠陥形成制御
論文 (71件):
  • Rizaal M., 中島 邦久. Advances in understanding cesium retention on calcium silicate material. Chemosphere. 2024. 363. 142870\_1-142870\_9
  • Luu V. N., 中島 邦久. 170-290$^{\circ}$Cの温度範囲におけるCsOHエアロゾルのCaCO$_{3}$上への沈着速度測定. Nuclear Engineering and Design. 2024. 426. 113402\_1-113402\_7
  • Rizaal M., 中島 邦久, 鈴木 恵理子, 三輪 周平. Gaseous and aerosol formations in the pseudo-binary CsI-MoO$_{3}$ reaction system. Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet). 2024. 11
  • Li N.*, Sun Y.*, 中島 邦久, 黒崎 健*. CsOHにより化学吸着されたSS304表面の付着強度. Journal of Nuclear Science and Technology. 2024. 61. 3. 343-353
  • Luu V. N., 中島 邦久. 気相中の模擬核分裂生成物CsOHとコンクリートとの200$^{\circ}$Cにおける相互作用によって形成されるCs堆積物の特性評価. Mechanical Engineering Journal (Internet). 2024. 11. 2. 23-00446\_1-23-00446\_11
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MISC (41件):
  • Rizaal M., Luu V. N., 中島 邦久, 三輪 周平. 福島第一原子力発電所における最近の調査に基づくFP化学挙動データベースの更新,3; CaCO$_{3}$-CsOHの高温熱化学. Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima-Daiichi Decommissioning Research 2024 (FDR2024) (Internet). 2024. 4
  • 三輪 周平, 唐澤 英年, 中島 邦久, 木野 千晶*, 鈴木 恵理子, 井元 純平. シビアアクシデント解析コードSAMPSONにおけるステンレス鋼へのセシウム化学吸着モデルの改良(共同研究). JAEA-Data/Code 2021-022. 2023. 32
  • 三輪 周平, 宮原 直哉*, 中島 邦久, 井元 純平, 鈴木 恵理子. 沸騰水型原子炉内を移行するセシウムの化学挙動評価に向けて; セシウムの化学挙動に与えるホウ素の影響評価. 日本原子力学会誌ATOMO$\Sigma. 2021. 63. 12. 825-829
  • Mohamad A.*, 中島 邦久, 鈴木 恵理子, 三輪 周平, 逢坂 正彦, 大石 佑治*, 牟田 浩明*, 黒崎 健*. 特定の化学条件下でのジルカロイ被覆管によるSr蒸気種の化学的トラッピング. Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet). 2019. 4
  • 鈴木 恵理子, 高瀨 学, 中島 邦久, 西岡 俊一郎, 橋本 直幸*, 磯部 繁人*, 逢坂 正彦. 873K付近における鋼材へのCs化学吸着挙動に関する実験的研究. Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet). 2019. 4
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講演・口頭発表等 (135件):
  • 福島第一原子力発電所における最近の調査に基づくFP化学挙動データベースの更新,1; FP化学に関する基礎研究概要
    (International Topical Workshop on Fukushima-Daiichi Decommissioning Research 2024 (FDR2024))
  • 事故耐性向上を目指した燃料被覆管のコーティング技術に関する研究,2-1; JAEAにおける事故耐性コーティング技術研究と装置開発
    (日本原子力学会2024年秋の大会)
  • 事故耐性向上を目指した燃料被覆管のコーティング技術に関する研究,1; JAEAにおける事故耐性コーティング技術研究と装置開発
    (日本原子力学会2024年春の年会)
  • 気相中に存在するCsOHの170-290$^{\circ}$Cの温度範囲におけるCaCO$_{3}$上への沈着挙動に関する研究
    (日本原子力学会2024年春の年会)
  • 事故耐性を兼ね備えたジルカロイに関する基礎研究プログラム
    (6th Asian Zirconium Workshop (AZW))
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