研究者
J-GLOBAL ID：202101008792925051   更新日: 2023年12月31日

倉田 正輝

クラタ マサキ | Kurata Masaki
所属機関・部署：
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 福島研究開発部門 福島研究開発拠点 廃炉環境国際共同研究センター 炉内状況把握ディビジョン

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 福島研究開発部門 福島研究開発拠点 廃炉環境国際共同研究センター 炉内状況把握ディビジョン について


論文 (50件)：
  • 山下 晋, 佐藤 拓未, 永江 勇二, 倉田 正輝, 吉田 啓之. カーテシアン格子系を用いた水蒸気枯渇条件下での炉心構造物の酸化計算手法. Journal of Nuclear Science and Technology. 2023. 60. 9. 1029-1045
  • 白数 訓子, 佐藤 拓未, 鈴木 晶大*, 永江 勇二, 倉田 正輝. 精密な温度制御下でのUO$_{2}$-Zr高温反応試験. Journal of Nuclear Science and Technology. 2023. 60. 6. 697-714
  • 佐藤 拓未, 永江 勇二, 倉田 正輝, Quaini A.*, Gu\'eneau C.*. 模擬ex-vesselデブリの凝固パス熱力学解析. CALPHAD; Computer Coupling of Phase Diagrams and Thermochemistry. 2022. 79. 102481\_1-102481\_11
  • 倉田 正輝, 奥住 直明*, 仲吉 彬, 池内 宏知, 小山 真一. 東京電力福島第一原発廃炉に向けたデブリ特性評価の概況. Journal of Nuclear Science and Technology. 2022. 59. 7. 807-834
  • Pshenichnikov A., 柴田 裕樹, 山下 拓哉, 永江 勇二, 倉田 正輝. Ten years of Fukushima Dai-ichi post-accident research on the degradation phenomenology of the BWR core components. Journal of Nuclear Science and Technology. 2022. 59. 3. 267-291
もっと見る
MISC (13件)：
  • Pshenichnikov A., 倉田 正輝, 永江 勇二. An Investigation of the microstructure and phase composition of the Zr bearing metallic debris in a bypass channel of a BWR fuel after the exothermic reaction in the CLADS-MADE-04 test. Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet). 2022. 4
  • 小山 真一, 中桐 俊男, 逢坂 正彦, 吉田 啓之, 倉田 正輝, 池内 宏知, 前田 宏治, 佐々木 新治, 大西 貴士, 高野 公秀, et al. 「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発)」に係る補助事業; 2020年度最終報告. 廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット). 2021. 144
  • Pshenichnikov A., 倉田 正輝, 永江 勇二. 福島第一原子力発電所2号機ペデスタル部デブリに係るビデオ画像分析. 第24回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive). 2019. 4
  • 白数 訓子, 鈴木 晶大*, 永江 勇二, 倉田 正輝. ジルコニウムとUO$_2$の高温反応. Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet). 2019. 4
  • Pshenichnikov A., 倉田 正輝, 永江 勇二, 山崎 宰春. The Behaviour of materials in case of solidified absorber melt - oxidized BWR channel box interaction revealed after CLADS-MADE-01 test. Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet). 2019. 4
もっと見る
講演・口頭発表等 (109件)：
  • BWR適用に向けたSiC被覆管の要素技術開発
    (事故耐性燃料開発に関するワークショップ)
  • Improving chemical thermodynamics knowledge of severe accidents within the OECD-TCOFF2 Project
    (28th International Quench Workshop)
  • 炉心崩落シナリオとデブリの状況について
    (第37回福島第一原子力発電所廃炉検討委員会)
  • デブリの生成過程と取り扱い
    (日本原子力学会シンポジウム(第6回); 東京電力福島第一原子力発電所の廃炉「チャレンジする課題」)
  • Outline of the CLADS-MADE-03 test under steam-rich conditions and high heating rate
    (26th International QUENCH Workshop)
もっと見る
※　J-GLOBALの研究者情報は、researchmapの登録情報に基づき表示しています。 登録・更新については、こちらをご覧ください。

前のページに戻る

TOP

BOTTOM