倉田正輝 (Masaki Kurata) - マイポータル

基本情報

所属: 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

J-GLOBAL ID: 202101008792925051
researchmap会員ID: R000017846

論文

Axial variations of oxide layer growth and hydrogen uptake of BWR fuel claddings under steam starvation conditions

坂本寛*, Adachi Mika*, 徳島二之*, 青見雅樹*, 柴田裕樹, 永江勇二, 倉田正輝

Zirconium in the Nuclear Industry; 20th International Symposium (ASTM STP 1645) 411-432 2023年11月査読有り
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

山下晋, 佐藤拓未, 永江勇二, 倉田正輝, 吉田啓之

Journal of Nuclear Science and Technology 60(9) 1029-1045 2023年9月査読有り
精密な温度制御下でのUO$_{2}$-Zr高温反応試験

白数訓子, 佐藤拓未, 鈴木晶大*, 永江勇二, 倉田正輝

Journal of Nuclear Science and Technology 60(6) 697-714 2023年6月査読有り
模擬ex-vesselデブリの凝固パス熱力学解析

佐藤拓未, 永江勇二, 倉田正輝, Quaini A.*, Gu\'eneau C.*

CALPHAD; Computer Coupling of Phase Diagrams and Thermochemistry 79 102481\_1-102481\_11 2022年12月査読有り
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

倉田正輝, 奥住直明*, 仲吉彬, 池内宏知, 小山真一

Journal of Nuclear Science and Technology 59(7) 807-834 2022年7月査読有り
Ten years of Fukushima Dai-ichi post-accident research on the degradation phenomenology of the BWR core components

Pshenichnikov A., 柴田裕樹, 山下拓哉, 永江勇二, 倉田正輝

Journal of Nuclear Science and Technology 59(3) 267-291 2022年3月査読有り
Raman investigation of the CLADS-MADE-02 test debris to confirm the mechanism of the volatile and non-volatile boron compounds formation

Pshenichnikov A., 永江勇二, 倉田正輝

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet) 12 2021年10月査読有り
Steam oxidation of silicon carbide at high temperatures for the application as accident tolerant fuel cladding, an overview

Pham V. H., 倉田正輝, Steinbrueck M.*

Thermo (Internet) 1(2) 151-167 2021年9月査読有り
A BWR control blade degradation observed in situ during a CLADS-MADE-02 test under Fukushima Dai-Ichi Unit 3 postulated conditions

Pshenichnikov A., 倉田正輝, 永江勇二

Journal of Nuclear Science and Technology 58(9) 1025-1037 2021年9月査読有り
Features of a BWR neutron absorber melt relocation in an oxidative environment during the CLADS-MADE-02 test

Pshenichnikov A., 永江勇二, 倉田正輝

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet) 7 2021年8月査読有り
Comparison of the observed Fukushima Dai-ichi Unit 2 debris with simulated debris from the CLADS-MADE-01 control blade degradation test

Pshenichnikov A., 永江勇二, 倉田正輝

Journal of Nuclear Science and Technology 58(4) 416-425 2021年4月査読有り
On the degradation progression of a BWR control blade under high-temperature steam-starved conditions

Pshenichnikov A., 永江勇二, 倉田正輝

Mechanical Engineering Journal (Internet) 7(3) 19-00503\_1-19-00503\_10 2020年6月査読有り
溶融コリウム凝固過程におけるFeおよびGdの偏析挙動

須藤彩子, Meszaros B.*, Poznyak I.*, 佐藤拓未, 永江勇二, 倉田正輝

Journal of Nuclear Materials 533 152093\_1-152093\_8 2020年5月査読有り
Raman characterization of the simulated control blade debris to understand the boric compounds transformations during severe accidents

Pshenichnikov A., 永江勇二, 倉田正輝

Mechanical Engineering Journal (Internet) 7(2) 19-00477\_1-19-00477\_8 2020年4月査読有り
New research programme of JAEA/CLADS to reduce the knowledge gaps revealed after an accident at Fukushima-1; Introduction of boiling water reactor mock-up assembly degradation test programme

Pshenichnikov A., 倉田正輝, Bottomley D., 佐藤一憲, 永江勇二, 山崎宰春

Journal of Nuclear Science and Technology 57(4) 370-379 2020年4月査読有り
Oxidation kinetics of silicon carbide in steam at temperature range of 1400 to 1800$^{\circ}$C studied by laser heating

Pham V. H., 永江勇二, 倉田正輝, Bottomley D., 古本健一郎*

Journal of Nuclear Materials 529 151939\_1-151939\_8 2020年2月査読有り
シビアアクシデント時の燃料化学研究の進展; 福島第一原子力発電所事故後のアップデート

倉田正輝, 逢坂正彦, Jacquemain D.*, Barrachin M.*, Haste T.*

Advances in Nuclear Fuel Chemistry 555-625 2020年1月査読有り
日本における事故耐性燃料研究開発プログラムの概要

山下真一郎, 井岡郁夫, 根本義之, 川西智弘, 倉田正輝, 加治芳行, 深堀智生, 野澤貴史*, 佐藤大樹*, 村上望* …

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive) 206-216 2019年9月査読有り
Oxidation of silicon carbide in steam studied by laser heating

Pham V. H., 永江勇二, 倉田正輝, 古本健一郎*, 佐藤寿樹*, 石橋良*, 山下真一郎

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive) 670-674 2019年9月査読有り
ウラン-ジルコニウム-鉄の混合溶融酸化物の凝固時偏析に関する基礎検討

須藤彩子, 水迫文樹*, 星野国義*, 佐藤拓未, 永江勇二, 倉田正輝

日本原子力学会和文論文誌 18(3) 111-118 2019年8月査読有り

もっとみる

MISC

U-Zr-Fe-O系コリウムの凝固パスに関する熱力学的評価

多木寛, 永江勇二, 倉田正輝

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet) 4 2022年10月
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

Pshenichnikov A., 倉田正輝, 永江勇二

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet) 4 2022年10月
「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

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 …

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) 144 2021年8月
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

Pshenichnikov A., 倉田正輝, 永江勇二

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) 4 2019年6月
ジルコニウムとUO$_2$の高温反応

白数訓子, 鈴木晶大*, 永江勇二, 倉田正輝

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet) 4 2019年5月
The Behaviour of materials in case of solidified absorber melt - oxidized BWR channel box interaction revealed after CLADS-MADE-01 test

Pshenichnikov A., 倉田正輝, 永江勇二, 山崎宰春

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet) 4 2019年5月
JUPITERコードによる過酷時炉内構造物内の溶融物移行挙動に関する数値的検討

山下晋, 徳島二之, 倉田正輝, 高瀬和之, 吉田啓之

日本機械学会第28回計算力学講演会論文集(CD-ROM) 3 2015年10月
マイナーアクチノイド核変換用窒化物燃料サイクル技術研究開発の状況及び予定

林博和, 西剛史, 高野公秀, 佐藤匠, 柴田裕樹, 倉田正輝

NEA/NSC/R(2015)2 (Internet) 360-367 2015年6月
水溶液中のウランとプルトニウム二酸化物の腐食

音部治幹, 北辻章浩, 倉田正輝, 高野公秀

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive) 11 2014年10月
核分裂生成物化学に焦点を絞ったFP放出及び移行挙動評価に関する研究計画

佐藤勇, 三輪周平, 田中康介, 中島邦久, 廣沢孝志, 岩崎真歩, 大西貴士, 逢坂正彦, 高井俊秀, 天谷政樹 …

Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive) 6 2014年9月
TRU窒化物燃料物性データベース

西剛史, 荒井康夫, 高野公秀, 倉田正輝

JAEA-Data/Code 2014-001 45 2014年3月
マイナーアクチノイド窒化物燃料の熱伝導率

西剛史, 高野公秀, 荒井康夫, 倉田正輝

第34回日本熱物性シンポジウム講演論文集 199-201 2013年11月
窒化物燃料再処理のためのLiCl-KCl溶融塩中での超ウラン元素の電気化学的な挙動

倉田正輝

Proceedings of Conference on Molten Salts in Nuclear Technology (CMSNT 2013) 145-156 2013年1月
UO$_{2}$と海水析出塩の高温反応

高野公秀, 西剛史, 倉田正輝, 天谷政樹, 永瀬文久

Proceedings of 5th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2012) (Internet) 11 2012年3月

講演・口頭発表等

110

System Identification and Ranking Table (SIRT) for chemical thermodynamics of severe accidents

Journeau C.*, Bechta S.*, Komlev A.*, 倉田正輝, 多木寛, 松本俊慶, Mohamad A. B., Barrachin M.*, Quaini A.*, Gu\'eneau C.*, Bottomley D.*, 伊藤あゆみ*

11th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSA R2024)
BWR適用に向けたSiC被覆管の要素技術開発

石橋良*, 廣坂和馬*, 池側智彦*, 柴田昌利*, 佐々木政名*, 土屋暁之*, Pham V. H., 倉田正輝, 根本義之

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

Journeau C.*, Bechta S.*, Komlev A.*, 倉田正輝, 多木寛, 松本俊慶, Mohamad A. B., Barrachin M.*, Quaini A.*, Bottomley D.*, Serrano-Purroy D.*, 伊藤あゆみ*, 中村勤也*, Steinbruck M.*, Dufresne A.*

28th International Quench Workshop
炉心崩落シナリオとデブリの状況について

倉田正輝

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

倉田正輝

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

Pshenichnikov A., 永江勇二, 倉田正輝

26th International QUENCH Workshop
Analysis of metallic sim-debris of the bundle degradation tests

Pshenichnikov A., 永江勇二, 倉田正輝

日本原子力学会2021年秋の大会
福島第一原子力発電所の廃炉に関わるCLADSのR\&D

鷲谷忠博, 倉田正輝, 小山真一, 仲吉彬

Reactor Safety Technology Expert Panel Forensics Meeting
R\&D for introducing silicon carbide materials to safety improvement of BWR's core, 7; Oxidation kinetics of SiC at 1400-1600$^{\circ}$C under different steam flow rate

Pham V. H., 永江勇二, 倉田正輝, 石橋良*

日本原子力学会2020年秋の大会
福島第一原子力発電所格納容器内から採取したウラン含有粒子の微細組織分析

溝上暢人*, 伊東賢一*, 鈴木晶大*, 佐藤一憲, 倉田正輝, 平井睦*, 溝上伸也*

令和元年度福島研究開発部門成果報告会
Difference in oxidation behavior of heterogeneous BWR fuel assembly under steam-starved condition

永江勇二, 山下晋, 倉田正輝

25th International QUENCH Workshop
Status and first results of the CLADS-MADE-02 BWR control blade degradation test under steam-rich conditions related to 1F Unit 3 accident

Pshenichnikov A., 山崎宰春, 永江勇二, 倉田正輝

25th International QUENCH Workshop
The Characterization of the CLADS-MADE-01 and -02 BWR control blade degradation test debris by Raman spectroscopy

Pshenichnikov A., 永江勇二, 倉田正輝

25th International QUENCH Workshop
The Mechanism of B$_{4}$C granules decomposition during 1F control blade degradation test revealed by Raman spectroscopy

Pshenichnikov A., 永江勇二, 倉田正輝

日本原子力学会関東・甲越支部第18回若手研究者・技術者発表討論会
安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発,3-1; 全体概要

山下真一郎, 井岡郁夫, 根本義之, 倉田正輝, 川西智弘, 加治芳行, 深堀智生, 渡部清一*, 村上望*, 佐藤寿樹*, 近藤貴夫*, 野澤貴史*, 坂本寛*, 草ヶ谷和幸*, 鵜飼重治*, 木村晃彦*, 山路哲史*

日本原子力学会2019年秋の大会
福島第一原子力発電所の炉格納容器内等で採取された試料分析,6; 燃料デブリ取出しに向けた分析結果の活用方法

倉田正輝, 間所寛, 奥村啓介, 佐藤一憲, 溝上暢人*, 伊東賢一*, 溝上伸也*

日本原子力学会2019年秋の大会
R\&D for introducing silicon carbide materials to safety improvement of BWR's core, 5; Influence of steam flow rate on oxidation of SiC at high temperatures

Pham V. H., 永江勇二, 倉田正輝, 石橋良*, 山下真一郎

日本原子力学会2019年秋の大会
日本における軽水炉用事故耐性燃料研究開発の現状と将来展望

山下真一郎, 井岡郁夫, 根本義之, 川西智弘, 倉田正輝, 加治芳行, 深堀智生, 野澤貴史*, 佐藤大樹*, 村上望*, 佐藤寿樹*, 近藤貴夫*, 坂本寛*, 草ヶ谷和幸*, 鵜飼重治*, 木村晃彦*, 山路哲史*

5th International Workshop on Structural Materials for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5)
数値流体力学と材料化学的モデルに基づく燃料集合体溶融解析コードの開発

山下晋, 永江勇二, 倉田正輝, 吉田啓之

Fukushima Research Conference on Materials Science for Severe Accident and Fukushima Daiichi Decommissioning Workshop 2019
燃料デブリ・コンクリート熱力学データベース

川上和人*, 田中正博*, 白数訓子, 倉田正輝, 永江勇二

Fukushima Research Conference on Materials Science for Severe Accident and Fukushima Daiichi Decommissioning Workshop 2019

もっとみる