宇埜正美 (Masayoshi Uno) - マイポータル

基本情報

学位: トリウム窒化物の合成とその酸化挙動に関する研究(大阪大学)

研究者番号: 00232885
J-GLOBAL ID: 200901063282163306
researchmap会員ID: 1000030749

研究キーワード

研究分野

エネルギー / 原子力工学 /

経歴

1991年4月 - 2009年3月

大阪大学大学院工学研究科, 准教授
1988年4月 - 1991年3月

日本核燃料開発（株）, 研究員

学歴

1983年4月 - 1988年3月

大阪大学
1978年4月 - 1983年3月

大阪大学

委員歴

2010年

日本原子力学会, 編集委員
1984年

日本原子力学会, 一般会員

論文

SiC表面におけるSiO2酸化被膜の高温生成挙動

山口壮一郎, 宇埜正美

日本原子力学会和文論文誌 18(4) 2019年12月1日査読有り
Thermal conductivity estimation of fully ceramic microencapsulated pellets with ZrO2 as simulated particles

Ariyani Kusuma Dewia, Souichirou Yamaguchia, Takashi Onitsuka, Masayoshi Uno

Journal of Nuclear Materials 525 145-151 2019年11月1日査読有り
Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

Daisuke Doi, Hiroshi Seino, Shinya Miyahara, Masayoshi Uno

Journal of Nuclear Science and Technology 56(6) 521-532 2019年6月3日査読有り
The Effects of Plutonium Content and Self-Irradaition on Thermal Conductivity of Mixed Oxide Fuel

生澤佳久, 森本恭一, 加藤正人, 齋藤耕介, 宇埜正美

Nuclear Technology 205 474-485 2019年査読有り
Melting behavior and thermal conductivity of solid sodium-concrete reaction product

Kawaguchi Munemichi, Shinya Miyahara, Masayoshi Uno

Journal of Nuclear Science and Technology 56(6) 513-520 2019年査読有り
The study of hardening evaluation of pure Zr with d-hydrides generation by the dynamic in-situ metallic structure observation and nano-indentation hardness test

Kouichi Tougou, Takashi Onitsuka, Ken-ichi Fukumoto, Masayoshi Uno, Hiroaki Muta

Journal of Nuclear Materials 511 284-296 2018年9月1日査読有り
Wettability of liquid caesium iodine and boron oxide on yttria-stabilized zirconia

Hiroto Ishii, Ken Kurosaki, Yukihiro Murakami, Yuji Ohishi, Hiroaki Muta, Masayoshi Uno, Shinsuke Yamanaka

Journal of Nuclear Science and Technology 55(8) 838-842 2018年8月3日査読有り
Development of thermodynamic databases in the system U–Zr–Ce–Cs–Fe–B–C–I–O–H for application to simulating phase equilibria in severe nuclear accidents

Masanori Suzuki, Ken Kurosaki, Shinsuke Yamanaka, Toshihiro Tanaka, Masayoshi Uno

Journal of Nuclear Science and Technology 55(8) 885-899 2018年8月3日査読有り
Microstructure and mechanical properties of eutectic B2O3–UO2 ceramic composites solidified at different cooling rates

Aikebaier Yusufu, Masayoshi UNO

Journal of Nuclear Materials 499 175-181 2018年査読有り
A study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction (2)

Munemichi Kawaguchi, Shinya Miyahara, Masayoshi Uno

Journal of Nuclear Science and Technology 55(8) 874-884 2018年査読有り
Na-コンクリート反応生成物の熱物性

河口宗道, 宮原信哉, 宇埜正美

熱測定 45(1) 2-8 2018年1月1日査読有り
High wettability of liquid caesium iodine with solid uranium dioxide

Ken Kurosaki, Masanori Suzuki, Masayoshi Uno, Hiroto Ishii, Masaya Kumagai, Keito Anada, Yukihiro Murakami, Yuji Ohishi, Hiroaki Muta, Toshihiro Tanaka …

SCIENTIFIC REPORTS 7(1) 2017年9月査読有り
学部・大学院に関わる教育環境と課題

上坂充, 中島健, 佐藤修彰, 宇埜正美

日本原子力学会誌アトモス 59(9) 506-509 2017年9月1日査読有り
Synthesis and Microstructural Properties of Porous UO2/B2O3 Eutectic Ceramic Composites

Aikebaier Yusufu, Masayoshi Uno

Proceedings of ICAPP2017 2017年4月27日査読有り
High-temperature oxidation behavior of advanced fuel cladding SiC under various oxygen partial pressures

Aikebaier Yusufu, Souichirou Yamaguchi, Takuma Shirahama, Hiroyuki Murakami, Masayoshi Uno

Proceedings of ICAPP2017 2017年4月27日査読有り
ナトリウムウラネートの合成

宇埜正美, 横山佳祐, 村上幸弘

日本原子力学会和文誌 16(3) 153-160 2017年3月1日査読有り
Oxide-Metal Ratio Dependence of Central Void Formation of Mixed Oxide Fuel Irradiated in Fast Reactors

Yoshihisa Ikusawa, Koji Maeda, Masato Katoh, Masayoshi UNO

Nuclear Technology 199(1) 83-95 2017年1月1日査読有り
Cs–Te corrosion depth dependence on distribution of chromium carbide precipitation in high chromium stee

Koei Sasaki, Ryota Fujimura, Takanori Tanigaki, Masanori Matsubara, Kenichi, Fukumoto, Masayoshi Uno

J. Nucl. Mat. 53 1-8 2016年8月3日査読有り
The corrosion product of Cs–Te corrosive compound with 11Cr-Ferritic/Martensitic Steel and 9Cr-Oxide Dispersion Strengthened steel

The corrosion, product of Cs–Te corrosive compound with, Cr-Ferritic/Martensitic Steel, Cr-Oxide Dispersion Strengthened steel

J. Nucl. Mater 460 107-113 2015年5月査読有り
The corrosion product of Cs-Te corrosive compound with 11Cr-Ferritic/Martensitic Steel and 9Cr-Oxide Dispersion Strengthened steel

K. Sasaki, T.Tanigaki, R, Fujimura, K.Fukumoto, M.Uno

Journal of Nuclear Materials 460(2015)107-113 (460) 107-1123 2015年査読有り

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MISC

359

Microstructure Analysis for Chemical Interaction between Cesium and SUS316 Steel in Fast Breeder Reactor Application

K. Sasaki, T. Tanigaki, T. Oshima, Ken-ichi Fukumoto, Masayoshi UNO

Journal of Energy and Power Engineering 7 716-725-725 2013年5月査読有り
Lattice parameter and thermal conductivity of Th1−xMxO2−y (M = Y, La, Ce, Nd, Gd and U)

Hiroaki Muta, Toshiaki Kawano, Masayoshi UNO, Yuuji Ohishi, Ken Kurosaki, Shinsuke Yamanaka

Journal of Nuclear Materials, 434(1-3) 124-128 2013年3月
Thermophysical properties of Th_1−xUxO₂ pellets prepared by spark plasma sintering technique

Muta Hiroaki, Yukihiro Murakami, 宇埜正美, Ken Kurosaki, Shinsuke Yamanaka

Journal of Nuclear Science and Technology 50(2) 181-187 2013年2月
Cesium corrosion process in Fe–Cr steel

K. Sasaki, T. Tanigaki, G. Matsuyama, Ken-ichi Fukumoto, Masayoshi UNO

Journal of Nuclear Materials 441(1-3) 315-323 2013年
Application of hot disk method to measure the thermal conductivity of annular pellets

Masayoshi UNO

Proceedings of the 1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC), pp. 24-25 2012年3月査読有り
Preparation and characterization of the simulated burnup americium-containing uranium–plutonium mixed oxide fuel

Kosuke Tanaka, Masahiko Osaka, Shiuhei Miwa, Takashi Hirosawa, Ken Kurosaki, Hiroaki Muta, Masayoshi UNO, Shinsuke Yamanaka

Journal of Nuclear Materials 420(1-3) 207-212 2012年1月
Study on Detailed Calculation and Experiment Methods of Neutronics, Fuel Materials, and Thermal Hydraulics for a Commercial Type Japanese Sodium-Cooled Fast Reactor

Toshikazu Takeda, W. F. G. van Rooijen, Katsuhisa Yamaguchi, Masayoshi Uno, Yuji Arita, Hiroyasu Mochizuki

SCIENCE AND TECHNOLOGY OF NUCLEAR INSTALLATIONS 2012 1-13 2012年
Advances in estimation technology of thermal conductivity of irradiated fuels (I) -Application of a thermal microscope to measure the thermal conductivity of thesecond phases in irradiated pellets-

Masayoshi UNO, Yukihiro MUrakami

the 10th International Confernce GLOBAL 2011 Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident 2011年12月
In situ scanning electron microscope observation and finite element method analysis of delayed hydride cracking propagation in zircaloy-2 fuel cladding tubes

Toshio Kubo, Hiroaki Muta, Shinsuke Yamanaka, Masayoshi Uno, Keizo Ogata

Journal of ASTM International 8(3) 1-23 2011年3月
Zr-Gd合金水素化物の機械的、熱的特性に及ぼす合金組成並びに水素濃度の影響

北野祐樹, 黒崎健, 木村裕明, 牟田浩明, 宇埜正美, 小無健司, 山中伸介

日本原子力学会和文論文誌 10(1) 48-54 2011年
Chemical States of Fission Products and Actinides in Irradiated Oxide Fuels Analyzed by Thermodynamic Calculation and Post-Irradiation Examination

Ken KUROSAKI, Kosuke TANAKA, Msahiko OSAKA, Yuuji OISHI, Hiroyuki MUTA, Masayoshi UNO, Shisuke YAMANAKA

Progress in NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY 2 5-8 2011年
アルカリ金属またはアルカリ土類金属とモリブデンからなる複合酸化物の熱伝導度解析

黒崎健, 田中康介, 逢坂正彦, 徳島二之, 儀間大充, 牟田浩明, 宇埜正美, 山中伸介

日本原子力学会和文論文誌 9(1) 21-28 2010年
Oxygen Potential of (Th0.7Ce0.3)O2-x

Masahiko OSAKA, Kosuke TANAKA, Shiuhei MIWA, Ken KUROSAKI, Masayoshi UNO, Shiusuke YAMANAKA

Mater. Res. Soc. Symp. Proc. , 1215 199-203-203 2010年1月査読有り
Thermal and mechanical properties of Hf hydrides with various hydrogen content

Ken KUROSAKI, Masato ITO, Yuuki KITANO, Hiroaki MUTA, Masayoshi UNO, Keniji KONASHI, Shinsuke YAMANAKA

Mater. Res. Soc. Symp. Proc. 1215 189-197-197 2010年1月査読有り
Thermal conductivities of Cs-M-O (M = Mo or U) ternary compounds

Kazuyuki TOKUSHIMA, Kosuke TANAKA, Ken KUROSAKI, Hiromichi GIMA, Hiroaki MUTA, Masayoshi UNO, Shinsuke YAMANAKA

Mater. Res. Soc. Symp. Proc. 1215 151-156-156 2010年1月査読有り
Effect of americium and simulated fission products addition on oxygen potential

Kosuke TANAKA, Masahiko OSAKA, Shuhei MIWA, Ken KURASAKI, Masayoshi UNO, Shinsuke YAMANAKA

Mater. Res. Soc. Symp. Proc. 1215 95-100-100 2010年1月査読有り
Effect of Nd and Pr addition on the thermal and mechanical properties of (U, Ce)O-2

Ken Kurosaki, Kosuke Tanaka, Masahiko Osaka, Hiroaki Muta, Masayoshi Uno, Shinsuke Yamanaka

JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 389(1) 85-88 2009年5月
Thermal and mechanical properties of (U,Er)O-2

Shinsuke Yamanaka, Ken Kurosaki, Masahito Katayama, Jun Adachi, Masayoshi Uno, Takeshi Kuroishi, Masatoshi Yamasaki

JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 389(1) 115-118 2009年5月
Thermophysical properties of (U,Y)O-2

Hiromichi Gima, Ken Kurosaki, Jun Adachi, Masahito Katayama, Hiroaki Muta, Masayoshi Uno, Shinsuke Yamanaka

JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 389(1) 155-159 2009年5月
Thermophysical properties of several nitrides prepared by spark plasma sintering

H. Muta, K. Kurosaki, M. Uno, S. Yamanaka

JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 389(1) 186-190 2009年5月

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書籍等出版物

原子力・量子・核融合事典

宇埜正美

丸善 2014年11月 (ISBN: 9784621088746)
Comprehensive Nuclear Materials

Masayoshi UNO, T. Nishi, M. Takano

Elsevier 2012年3月
Inorganic and Metallic Nanotubular Materials

Masayoshi UNO

Springer 2010年4月 (ISBN: 9783642036200)
Handbook of nanophysics

Masayoshi UNO

CRC press 2010年 (ISBN: 9781420075526)

講演・口頭発表等

福井大学の原子力研究および人材育成

宇埜正美

原子燃料の高度化に関する調査委員会 2017年9月25日
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発 (17)全体成果の概要

宇埜正美, 青柳光裕, 渡辺正, 山本郁夫, 河口宗道, 土井大輔, 伊藤啓, 矢田浩基, 安藤勝訓月森和之, 福井大, 原子力機構

日本原子力学会2017年秋の大会 2017年9月14日日本原子力学会
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発（18）ナトリウム燃焼時の熱影響詳細評価手法の開発のまとめ

青柳光裕, 髙田孝, 大野修司, 浜瀬枝里菜, 宇埜正美

日本原子力学会2017年秋の大会 2017年9月14日
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発 (24)バウンダリ構成機器の機能限界検証試験と解析

矢田浩基, 安藤勝訓, 月森和之, 一宮正和, 安濃田良成, 宇埜正美

日本原子力学会2017年秋の大会 2017年9月14日
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発 (25) バウンダリ構成機器の機能限界評価法の提案

安藤勝訓, 矢田浩基, 月森和之, 一宮正和, 安濃田良成, 宇埜正美

日本原子力学会2017年秋の大会 2017年9月14日
Preparation of Sodium Uranates

Masayoshi UNO, Keisuke YOKOYAMA, Yukihiro MURAKAMI

ANFC2017 2017年9月8日招待有り
学部・大学院に関わる教育環境と課題～福井大学における原子力教育～

宇埜正美

日本原子力学会2017春の年会 2017年3月27日招待有り
福井大学附属国際原子力工学研究所の現状と連携への期待

宇埜正美

原子力科学系大学研究所等連携ネットワーク設立会合 2017年2月21日招待有り
福井大学を中心とした廃炉人材育成とアクチニド教育

宇埜正美

J-ACTINET研究会「核燃料・アクチニド研究の将来を担う学生・若手・中堅研究者 2016年12月8日招待有り
英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業廃止措置研究・人材育成等強化プログラムにおける人材育成活動 (5)「福井大－福島第一原子力発電所の燃料デブリ分析・廃炉技術に関わる研究・人材育成」実施状況と課題

宇埜正美, 安濃田良成, 中島健, 大石佑治, 有馬立身, 宮丸広幸, 砂川武義, 峰原英介, 勝山幸三

日本原子力学会2016秋の大会 2016年9月7日
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発 (8)熱力学計算によるナトリウム存在下のデブリの相平衡状態の評価

山本郁夫, 宇埜正美, 宮原信哉, 河口宗道

2016年3月28日
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発 (9) ナトリウムウラネートの合成

横山佳祐, 宇埜正美, 村上幸弘

日本原子力学会2016春の年会 2016年3月28日
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発（11）多次元ナトリウム燃焼解析コードの熱移行モデル整備

青柳光裕, 大野修司, 宇埜正美

日本原子力学会2016春の年会 2016年3月28日
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発 (12) 格納容器構造健全性評価のためのベローズおよび鏡板構造の試験と解析

月森和之, 安藤勝訓, 矢田浩基, 安濃田良成, 一宮正和, 宇埜正美

日本原子力学会2016春の年会 2016年3月28日
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発 (6)水素燃焼解析手法の開発

伊藤啓, 土井大輔, 大野修司, 宇埜正美

日本原子力学会2015年秋の大会 2015年9月9日日本原子力学会
Na-コンクリート反応生成物の微視的状態に関する研究

河口宗道, 宮原信哉, 宇埜正美

化学工学会2015秋季大会 2015年8月26日化学工学会
核燃料の基礎

宇埜正美

平成27年度日本原子力学会核燃料・水化学・材料３部会合同セミナー 2015年7月8日招待有り
Estimation of the thermal conductivity in the radial direction of the pellets by hot disk method

Masayoshi Uno, Yukihiro Murakami

BIT’s 4th Annual World Congress of Advanced Materials (WCAM-2015) 2015年5月27日招待有り
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発 (10) ナトリウムウラネートの熱物性

宇埜正美, 横山佳祐, 村上幸弘

2015年3月28日
ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発；（4）ナトリウム環境下における水素燃焼挙動に関する研究

土井大輔, 伊藤啓, 清野裕, 宮原信哉, 宇埜正美

日本原子力学会2015年春の年会 2015年3月20日日本原子力学会

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所属学協会

Works(作品等)

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共同研究・競争的資金等の研究課題

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