研究者
J-GLOBAL ID：202101001464810986   更新日: 2024年03月31日

三輪 周平

ミワ シュウヘイ | Miwa Shuhei
研究分野 (1件)： 原子力工学
競争的資金等の研究課題 (4件)：
  • 2007 - 2009 不定比プルトニウム酸化物の酸素欠陥に関する微視的電子状態の研究
  • 界面電気化学プロセスのin-situ観察に基づく焼結挙動の新規評価手法の確立
  • 核燃料酸化物における酸素不定比に起因する欠陥構造の解明
  • アスベスト廃材の有効利用による核燃料焼結体の密度制御
論文 (45件)：
  • Liu J., 三輪 周平, 唐澤 英年, 逢坂 正彦. 軽水炉のシビアアクシデント条件におけるUO$_{2}$/MOX燃料酸化に与えるモリブデン放出の影響. Nuclear Materials and Energy (Internet). 2023. 37. 101532\_1-101532\_5
  • Mohamad A. B., 中島 邦久, 三輪 周平, 逢坂 正彦. Chemical interaction between Sr vapor species and nuclear reactor core structure. Journal of Nuclear Science and Technology. 2023. 60. 3. 215-222
  • Liu J., 中島 邦久, 三輪 周平, 白数 訓子, 逢坂 正彦. 熱重量分析を用いたルテニウム合金中におけるルテニウム活量の新規測定手法の開発. Journal of Nuclear Science and Technology. 2022. 59. 4. 484-490
  • Rizaal M., 三輪 周平, 鈴木 恵理子, 井元 純平, 逢坂 正彦, Gouello M.*. Revaporization behavior of cesium and iodine compounds from their deposits in the steam-boron atmosphere. ACS Omega (Internet). 2021. 6. 48. 32695-32708
  • Liu J., 三輪 周平, 中島 邦久, 逢坂 正彦. 気密条件におけるCsI含有模擬燃料の調製. Nuclear Materials and Energy (Internet). 2021. 26. 100916\_1-100916\_6
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MISC (20件)：
  • 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
  • 井元 純平, 三輪 周平, 逢坂 正彦. 高温水蒸気雰囲気中におけるジルコニウム-ホウ素および鉄-ホウ素合金からのホウ素酸化蒸発過程に関する実験的研究. Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet). 2019. 4
  • 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
  • 逢坂 正彦, 三輪 周平, 中島 邦久, Di Lemma F. G.*, 鈴木 知史, 宮原 直哉, 小畠 雅明, 岡根 哲夫, 鈴木 恵理子. 核分裂生成物化学挙動の解明に向けた基礎研究の成果及び進捗; 2015年度進捗報告. JAEA-Review 2016-026. 2016. 32
  • Di Lemma F. G., 三輪 周平, 逢坂 正彦. 炭化ホウ素, ステンレス鋼及びジルカロイの溶融体からのホウ素放出速度; シビアアクシデント時の制御材炭化ホウ素挙動に係る文献調査. JAEA-Review 2016-007. 2016. 27
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講演・口頭発表等 (157件)：
  • 1F廃炉作業への貢献とソースターム予測技術向上におけるFP挙動に関する技術課題に対する取り組み,1; 本員会の目的と活動方針並びに委員会での議論紹介
    (日本原子力学会2024年春の年会)
  • 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)
  • 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))
  • JAEAにおけるATF基礎基盤研究
    (事故耐性燃料開発に関するワークショップ)
  • 軽水炉ソースターム評価のためのFP化学研究
    (事故耐性燃料開発に関するワークショップ)
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