研究者
J-GLOBAL ID:202101019231531056
更新日: 2023年09月13日
白数 訓子
Shirasu Noriko
論文 (24件):
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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
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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
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古本 健一郎*, 渡部 清一*, 山本 晃久*, 手島 英行*, 山下 真一郎, 齋藤 裕明, 白数 訓子. PWRプラントへのSiC-SiC燃料被覆管の適用性. Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive). 2017. 10
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白数 訓子, 齋藤 裕明, 山下 真一郎, 永瀬 文久. FEMAXI-7を用いたSiC被覆事故耐性燃料の燃料ふるまい解析. Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive). 2017. 8
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徳島 二之, 白数 訓子, 星野 国義*, 小原 浩史*, 倉田 正輝. BWRのシビアアクシデントにおける破損燃料の中間生成物を用いたコリウム成層化試験. Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive). 2016. 1055-1063
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MISC (15件):
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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
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佐々木 祐二, 津幡 靖宏, 北辻 章浩, 須郷 由美, 白数 訓子, 池田 泰久*, 川崎 武志*, 鈴木 智也*, 三村 均*, 臼田 重和*, et al. 「疎水性, 親水性新規ジアミド化合物によるMA相互分離技術開発」3年間成果のまとめ(受託研究). JAEA-Research 2014-008. 2014. 220
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佐々木 祐二, 北辻 章浩, 津幡 靖宏, 須郷 由美, 白数 訓子, 森田 泰治. 2つの新規なジアミド化合物を用いるAm, Cm, Lnの溶媒抽出分離. Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM). 2011. 5
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荒井 康夫, 芹澤 弘幸, 中島 邦久, 高野 公秀, 佐藤 勇, 勝山 幸三, 秋江 拓志, 鈴木 元衛, 白数 訓子, 芳賀 芳範, et al. MA含有酸化物燃料中のヘリウム挙動に関する基盤研究. Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM). 2011. 8
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北條 喜一, 北條 智博, 笹島 尚彦*, 白数 訓子, 山下 利之, 湊 和生, 古野 茂実*. 室温及び923KでHeとXeイオンを照射した安定化ZrO$_{2}$単結晶の照射効果. AIP Conference Proceedings 680. 2003. 647-652
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講演・口頭発表等 (48件):
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軽水炉用炭化ケイ素被覆管解析のための燃料ふるまい解析コード(FEMAXI-ATF)の開発
(13th Pacific Rim Conference of Ceramic Societies (PACRIM-13))
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燃料デブリ・コンクリート熱力学データベース
(Fukushima Research Conference on Materials Science for Severe Accident and Fukushima Daiichi Decommissioning Workshop 2019)
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核燃料・原子力材料熱力学データベースの構築およびwebサイトの作成
(日本学術振興会合金状態図第172委員会第37回委員会・研究会)
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シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化,2-4; UO$_{2}$-Zr高温反応試験
(日本原子力学会2019年春の年会)
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BWR炉心安全性向上のためのSiC材料適用に向けた研究開発,3; SiC被覆管燃料炉心のRIA解析評価
(日本原子力学会2018年秋の大会)
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