伊藤あゆみ (Ayumi Itoh) - マイポータル

基本情報

所属: 東京科学大学科学技術創成研究院特任准教授

連絡先: itoh.a.aem.titech.ac.jp
研究者番号: 90910810
ORCID iD: https://orcid.org/0000-0001-7460-0613
J-GLOBAL ID: 202101003739789799
researchmap会員ID: R000027666

経歴

2024年10月 - 現在

東京科学大学, ゼロカーボンエネルギー研究所, 特任准教授
2023年4月 - 2024年9月

東京工業大学, ゼロカーボンエネルギー研究所, 特任准教授
2021年4月 - 2023年3月

東京工業大学, ゼロカーボンエネルギー研究所, 特任助教
2015年4月 - 2018年5月

一般財団法人エネルギー総合工学研究所
2010年5月 - 2017年9月

東京大学, 大学院工学系研究科, 原子力国際専攻
1999年4月 - 2009年6月

日本電気株式会社

学歴

2018年4月 - 2021年3月

東京工業大学, 物質理工学院, 材料系
1995年4月 - 1999年3月

東京大学, 工学部, 物理工学科

論文

Thermal history–dependent local distortion and electronic redistribution in U–Zr–O oxides: an ab initio molecular dynamics study

Ayumi ITOH

2026年
Backward analysis of U-bearing particles from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using the Scheil-Gulliver solidification model of the U-Zr-Fe-O system

Ayumi Itoh, Masato Mizokami, Mutsumi Hirai

JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 614 2025年8月
Experimental investigation of nonisothermal interaction between Fe-Zr melt and stainless steel forming "metallic debris" in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Ayumi Itoh, Tatsuya Kanno, Takayuki Iwama, Shigeru Ueda, Takumi Sato, Yuji Nagae

ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 217 2025年7月
Reaction behavior of molten 316L stainless steel with B4C at 1450°C during a core melt accident of BWR

Tatsuya Kanno, Takayuki Iwama, Takumi Sato, Ayumi Itoh, Yuji Nagae, Ryo Inoue, Shigeru Ueda

JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 607 2025年3月
Evaluation of boron evaporation kinetics from stainless-steel-B₄C alloy during steam oxidation at high temperatures

Kosuke Inoue, Ayumi Itoh, Masato Mizokami, Mutsumi Hirai

JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 603 2025年1月
In situ XAFS–XRD study of the Zr–Y<inf>2</inf>O<inf>3</inf> interaction at extra-high temperatures

Ayumi Itoh, Satoru Matsuo, Kenta Yoshida, Kenji Konashi, Rikuto Ikuta, Keisuke Niino, Yuji Arita, Masaaki Kobata, Tatsuo Fukuda, Tohru Kobayashi …

Journal of Synchrotron Radiation 31(Pt 4) 810-820 2024年7月1日
Oxygen Solubility in Molten Sm–La–O Alloys and Equilibrated Oxide Phases

Makoto Yamada, Ryota Nakazawa, Ayumi Itoh, Shintaro Yasui, Yoshinao Kobayashi, Taichi Abe

Nippon Kinzoku Gakkaishi/Journal of the Japan Institute of Metals 88(10) 245-251 2024年
Microstructure evolution formed during early liquefaction stage between pre-oxidized Zircaloy 4 with SUS316 stainless steel at 1573 K

Ayumi Itoh, Ryotaro Hagiwara, Shintaro Yasui, Yoshinao Kobayashi, Kan Sakamoto, Masato Mizokami, Mutsumi Hirai, Kenichi Ito

Journal of Nuclear Science and Technology 61(4) 530-540 2024年
Early-phase core degradation interpretation by interaction between fuel cladding and fuel components in Fukushima Daiichi nuclear power plant Unit 2

Ayumi Itoh, Kosuke Inoue, Yoshinao Kobayashi, Kan Sakamoto, Yoichi Endo, Kenichiro Nozaki, Penghui Chai, Shoichi Suehiro, Takeshi Honda, Kenji Owada …

Journal of Nuclear Science and Technology 61(11) 1453-1469 2024年
Measurement of liquidus in metal-rich region of lanthanoid-oxygen binary systems and the thermodynamic evaluation

Ryota Nakazawa, Ayumi Itoh, Shintaro Yasui, Masaki Kurata, Yoshinao Kobayashi

Calphad: Computer Coupling of Phase Diagrams and Thermochemistry 83 2023年12月
Preparation of sintering-free non-crystalline Li2B4O7 ceramics for Li-ion battery’s binder

Sosuke Takei, Ayumi Itoh, Yoshinao Kobayashi, Keigo Kamata, Shintaro Yasui

Japanese Journal of Applied Physics 62(SM) 2023年11月1日
Oxidation of solidified SS304-B<inf>4</inf>C melt under high-temperature steam

Ayumi Itoh, Ryunosuke Sakuma, Shintaro Yasui, Yoshinao Kobayashi, Masato Mizokami, Mutsumi Hirai, Kenichi Ito

Annals of Nuclear Energy 185 2023年6月1日
Double diffusive dissolution model of UO<inf>2</inf> pellet in molten Zr cladding

Ayumi Itoh, Susumu Yamashita, Yudai Tasaki, Kazuo Kakiuchi, Yoshinao Kobayashi

Journal of Nuclear Science and Technology 60(4) 450-459 2023年
Estimation of reactor vessel failure by metallic interaction in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

Ayumi Itoh, Shintaro Yasui, yoshinao kobayashi

J. Nucl. Sci. Tech. 58(11) 1235-1243 2021年5月
沸騰水型軽水炉過酷事故の炉心損傷における燃料系金属反応に関する研究

伊藤あゆみ

2021年3月
Degradation mechanism of stainless steel by U-Zr-O molten mixture during core degradation of BWR severe accident

Ayumi Itoh, Nathan C. Andrew, David L. Luxat, Randall O. Gauntt, Masaki Kurata, Yoshinao Kobayashi

Journal of Nuclear Science and Technology 58(6) 676-689 2021年1月
Thermodynamic approach for determination of fuel relocation condition in severe accident progression

Ayumi. Itoh, Yoshinao. Kobayashi, A. Suzuki, T. Sato, Y. Nagae

Journal of Nuclear Materials 2019年11月26日
The release behavior of boron and silicon from degraded absorber rods on core degradation during BWR severe accident

Ayumi Itoh, Takehiro Sumita, Masanori Kajihara, yoshinao kobayashi

Journal of nuclear materials Vol. 514 2019年2月
Code to code model comparison analysis of Sampson with Melcor for core degradation progression against Fukushima Daiichi NPP UN-1 accident

A. Itoh, M. Pellegrini, M. Naitoh

17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, NURETH 2017 2017-September 2017年
Temperature dependent fission product removal efficiency due to pool scrubbing

Shunsuke Uchida, Ayumi Itoh, Masanori Naitoh, Hidetoshi Okada, Hiroyuki Suzuki, Yukio Hanamoto, Masahiro Osakabe, Masahiro Fujikawa

Nuclear Engineering and Design 298 201-207 2016年3月

MISC

1600±δにおけるFe-Zr液相中のZrの活性に及ぼすNi添加の影響の熱力学的研究【JST・京大機械翻訳】

YANG Weirong, 伊藤あゆみ, 安井伸太郎, 安井伸太郎, 小林能直, 小林能直

日本金属学会講演大会(Web) 172nd 2023年
沸騰水型軽水炉過酷事故条件におけるSUS304-B₄C溶融固化物の水蒸気酸化反応評価

井上皓介, 伊藤あゆみ, 安井伸太郎, 安井伸太郎, 小林能直, 小林能直

日本金属学会講演大会(Web) 172nd 2023年
希土類金属精錬の高効率化を目指したSm-La-O系融体中酸素の熱力学的性質

山田真琴, 中沢亮太, 伊藤あゆみ, 安井伸太郎, 安井伸太郎, 小林能直, 小林能直

日本金属学会講演大会(Web) 172nd 2023年
溶融金属-窒素プラズマ反応による鉄スクラップ脱銅プロセス

鈴木彩香, 伊藤あゆみ, 安井伸太郎, 安井伸太郎, 小林能直, 小林能直, 田中高太郎

材料とプロセス(CD-ROM) 36(2) 2023年
Sm-La融体中酸素溶解度と平衡酸化物相の温度依存性

山田真琴, 中沢亮太, 伊藤あゆみ, 安井伸太郎, 阿部太一, 小林能直

日本金属学会講演大会(Web) 173rd 2023年
BWR過酷事故を模した高温水蒸気雰囲気によるSUS304-B₄C固化物におけるホウ素再分配挙動評価

佐久間真之介, 伊藤あゆみ, 安井伸太郎, 小林能直, 伊東賢一, 平井睦, 溝上暢人

日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM) 2022 2022年
Zircaloy/SUSおよびInconel反応によるBWR構造物初期溶融反応実験

伊藤あゆみ, 安井伸太郎, 小林能直, 坂本寛, 伊東賢一, 平井睦, 溝上暢人

日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM) 2022 2022年
軽水炉過酷事故条件のZr-O-(Fe,Cr,Ni)系界面反応における物質移動評価

伊藤あゆみ, 萩原遼太郎, 安井伸太郎, 小林能直

材料とプロセス(CD-ROM) 34(2) 2021年
ジルコニウム-鉄合金の酸素溶解度の評価

松井将都, 萩原遼太郎, 伊藤あゆみ, 安井伸太郎, 磯部敏宏, 小林能直

日本金属学会講演大会(Web) 167th 2020年

伊藤あゆみ

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