研究者
J-GLOBAL ID:202101013354726180   更新日: 2024年03月31日

北脇 慎一

キタワキ シンイチ | Kitawaki Shinichi
所属機関・部署:
研究分野 (1件): 原子力工学
論文 (11件):
  • 渡部 創, 野村 和則, 北脇 慎一, 柴田 淳広, 小藤 博英, 佐野 雄一, 竹内 正行. SmARTサイクル研究のためのMA回収フローシートの開発. Procedia Chemistry. 2016. 21. 101-108
  • 粟飯原 はるか, 北脇 慎一, 野村 和則, 田口 克也. 福島第一原子力発電所燃料プールから同伴する不純物の再処理工程への影響. Proceedings of 21st International Conference \& Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive). 2015. 1076-1083
  • 仲吉 彬, 北脇 慎一, 福嶋 峰夫, 村上 毅*, 倉田 正輝. X線解析及び示差熱分析を用いたLiCl-KCl-UCl$_{3}$状態図の調査. Journal of Nuclear Materials. 2013. 441. 1-3. 468-472
  • 永井 崇之, 北脇 慎一, 佐藤 修彰*. CCl$_{4}$を用いたメカノケミカル法によるNd$_{2}$O$_{3}$の低温塩化処理. Materials Sciences and Applications. 2013. 4. 7. 419-431
  • 永井 崇之, 佐藤 修彰*, 北脇 慎一, 上原 章寛*, 藤井 俊行*, 山名 元*, 明珍 宗孝. ウラニル・モリブデン酸化物UO$_{2}$MoO$_{4}$の合成及び評価. Journal of Nuclear Materials. 2013. 433. 1-3. 397-403
もっと見る
MISC (6件):
  • 先崎 達也, 荒井 陽一, 矢野 公彦, 佐藤 大輔, 多田 康平, 小木 浩通*, 川野邊 崇之*, 大野 真平, 中村 雅弘, 北脇 慎一, et al. 有機物含有核燃料物質の安定化処理. JAEA-Testing 2022-001. 2022. 28
  • 多田 康平, 北脇 慎一, 渡部 創, 粟飯原 はるか, 柴田 淳広, 野村 和則. 乾式再処理プラント稼働時に発生した塩化物イオンを含む放射性廃液を処理するためのプロセスの研究. Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive). 2017. 3
  • 北脇 慎一, 坂村 義治*. 最先端の研究現場から; プルトニウムを用いた乾式再処理研究. 電気化学及び工業物理化学. 2011. 79. 12. 975-976
  • 北脇 慎一, 仲吉 彬, 福嶋 峰夫, 坂村 義治*, 村上 毅*, 秋山 尚之*. MOXから調製したU-Pu-Zr合金を用いた電解精製試験. Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM). 2011. 5
  • 福嶋 峰夫, 仲吉 彬, 北脇 慎一, 倉田 正輝*, 矢作 昇*. LiCl-KCl-PuCl$_{3}$-UCl$_{3}$溶融塩中で電解により回収したウラン析出物のインゴット化. Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM). 2008. 4
もっと見る
特許 (4件):
  • 不活性雰囲気試験装置
  • 金属蒸留精製設備
  • 金属蒸留装置および方法
  • 使用済核燃料の乾式再処理方法
講演・口頭発表等 (64件):
  • 福島第一原子力発電所で採取された固形分を含む滞留水の$\alpha$核種分析,8; Pu, Amのスラッジへの移行挙動
    (日本原子力学会2024年春の年会)
  • 使用済MOX燃料処理技術の基盤整備研究,2; 未照射MOX燃料の硝酸溶解試験
    (日本原子力学会2023年秋の大会)
  • 福島第一原子力発電所で採取された固形分を含む滞留水の$\alpha$核種分析,5; 3号機滞留水中のPu, Amの存在状態の推定
    (日本原子力学会2023年春の年会)
  • 福島第一原子力発電所において採取された放射性試料の分析,5; 汚染水試料等中のNi-63分析
    (日本原子力学会2023年春の年会)
  • 放射性廃棄物の減容化に向けたガラス固化技術の基盤研究,95; MA回収用HONTA含浸吸着材の吸着溶離性能評価; ホット試験
    (日本原子力学会2021年秋の大会)
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