野澤貴史 (Takashi Nozawa) - マイポータル

基本情報

所属: 国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構

学位: 博士（エネルギー科学）(2003年9月京都大学)

研究者番号: 70455278
ORCID iD: https://orcid.org/0009-0007-7655-7242
J-GLOBAL ID: 201801013396517895
researchmap会員ID: B000330189

研究分野

ナノテク・材料 / 複合材料、界面 /

論文

154

Corrosion properties of F82H/SUS316L dissimilar joints produced by fiber laser welding or friction stir welding

Hisashi Serizawa, Hirotatsu Kishimoto, Hiroaki Mori, Takuya Ogura, Taichiro Kato, Yoshiaki Morisada, Hidetoshi Fujii, Naofumi Nakazato, Motoki Nakajima, Takashi Nozawa …

Fusion Engineering and Design 2026年7月
Influence of temperature on irradiation-induced defects and phase stability of M23C6 in F82H steel under iron beam irradiation at 573–673 K

Sho Kano, Masami Ando, Dai Hamaguchi, Yoshiyuki Watanabe, Tamaki Shibayama, Takashi Nozawa

Journal of Nuclear Materials 2026年6月
Phase stability of fine precipitates and its effect on nano-hardness during isothermal annealing of ITER-grade CuCrZr

Sho Kano, Dai Hamaguchi, Takashi Nozawa

Fusion Engineering and Design 2026年6月
Novel criterion for W-Cu interlayer joint delamination in divertor target monoblock under heating through ANSYS-CZM parametric studies

Yuta Tobata, Motoki Nakajima, Dai Hamaguchi, Takashi Nozawa

Nuclear Materials and Energy 2026年3月
Study of chemical content effects for oxide formation on HIPed interface during the fabrication process by comparison of F82H steel with FeCrAl alloy

Hirotatsu Kishimoto, Tamaki Shibayama, Takashi Nozawa, Hiroyasu Tanigawa

Fusion Engineering and Design 2026年1月
Microstructural characterization of irradiated SrTiO3 using high-resolution STEM-EDS analysis

Sho Kano, Tamaki Shibayama, Hiroaki Abe, Takashi Nozawa

Journal of Nuclear Materials 2025年10月
Irradiation defects in F82H steel: Insights from TEM/STEM/EF-TEM

Sho Kano, Masami Ando, Yoshiyuki Watanabe, Dai Hamaguchi, Tamaki Shibayama, Takashi Nozawa

Journal of Nuclear Materials 2025年9月
Determining reference standard strength for neutron-irradiated reduced activation ferritic/martensitic steel F82H by Bayesian method

Takashi Nozawa, Hiroyasu Tanigawa, Taichiro Kato, Xiang (Frank) Chen, Yutai Katoh

Journal of Nuclear Materials 2025年1月
TEM-EELS analysis reveals the W-atom mediated radiation-induced amorphization in M23C6

Sho Kano, Huilong Yang, Masami Ando, Dai Hamaguchi, Takashi Nozawa, Hiroyasu Tanigawa, Kenta Yoshida, Tamaki Shibayama, Hiroaki Abe

Journal of Nuclear Materials 2025年1月
Effect of helium on micro-fracture strength for multi-ion-irradiated F82H by micro-tensile testing

Masami Ando, Takashi Nozawa, Ryuta Kasada, Hiroyasu Tanigawa

Nuclear Materials and Energy 2024年12月
Size dependence of micro-scale mechanical properties on heavy-ion irradiated tempered-martensitic steel evaluated through nanoindentation and micropillar compression tests

Diancheng Geng, Hao Yu, Masami Ando, Hiroyasu Tanigawa, Hironori Kurotaki, Takashi Nozawa, Sosuke Kondo, Ryuta Kasada

Journal of Nuclear Materials 593 2024年5月
Overview of progress on water cooled ceramic breeder blanket in Japan

Kawamura, Y., Hirose, T., Guan, W., Miyoshi, Y., Katagiri, T., Wakasa, A., Someya, Y., Ochiai, K., Uto, H., Kim, J.-H. …

Fusion Engineering and Design 201 2024年
Transmission electron microscopy study of the radiation-induced amorphization in the Cr-W-C ternary M₂₃C₆

Kano, S., Yang, H., Ando, M., Hamaguchi, D., Nozawa, T., Tanigawa, H., Shibayama, T., Abe, H.

Journal of Nuclear Materials 594 2024年
Functional tests for water cooled ceramic breeder blanket system using full-scale mockups

Hirose, T., Guan, W., Katagiri, T., Wakasa, A., Someya, Y., Nakajima, M., Koga, Y., Miyoshi, Y., Nozawa, T., Kawamura, Y. …

Fusion Engineering and Design 200 2024年
Weldability of F82H for application in WCCB TBM

Guan, W., Hirose, T., Kawamura, Y., Nozawa, T.

Fusion Engineering and Design 200 2024年
Blanket test facility for mockup testing on water cooled ceramic breeder blanket system

Katagiri, T., Guan, W., Wakasa, A., Nakajima, M., Kim, J.-H., Koga, Y., Miyoshi, Y., Nozawa, T., Hirose, T., Kawamura, Y. …

Fusion Engineering and Design 202 2024年
Effect of Magnetic Field on High-Temperature and High-Pressure Water Corrosion Property of F82H

Nakajima, M., Nozawa, T.

Plasma and Fusion Research 19 2024年
Corrosion and stress corrosion behavior of CuCrZr alloy in high temperature pure water environment relevant to Japan's DEMO divertor

Huang, Y.-J., Yu, J., Kurotaki, H., Nakajima, M., Nozawa, T.

Fusion Engineering and Design 202 2024年
Ductility evaluation for small plate specimens by fracture surface shape change

Nakata, T., Kato, T., Nozawa, T., Tanigawa, H.

Fusion Engineering and Design 200 2024年
Comparative study of ITER conform tungsten grades exposed to high heat flux and neutron irradiation damage

Terentyev, D., Wirtz, M., Morgan, T.W., Nozawa, T., Zinovev, A., Chang, C.C., Poleshchuk, K., Elenbaas, J.

Fusion Engineering and Design 200 2024年

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MISC

幅広いアプローチ(BA)活動における核融合炉構造材料開発—Fusion Structural Materials Development in Broader Approach (BA) Activities

野澤貴史, 渡辺淑之, 中島基樹, 安堂正己, 加藤太一朗, 阮小勇, 黒滝宏紀, 黄彦瑞, 谷川博康, 鎌田康寛 …

プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research / プラズマ・核融合学会編集委員会編 100(2) 77-102 2024年2月
6.6 核融合炉材料開発—ブランケット構造材料および機能材料の開発—

谷川博康, 野澤貴史, 中道勝, 星野毅

ＲＡＤＩＯＩＳＯＴＯＰＥＳ 67(4) 185-189 2018年
過酷環境を想定したSiC/SiC複合材料の破壊挙動の評価法 (特集過酷環境を支えるセラミックス材料)

野澤貴史

Ceramics Japan = セラミックス : bulletin of the Ceramic Society of Japan 49(12) 1034-1039 2014年12月
高温下で重水素イオン照射した核融合炉用SiC繊維強化SiC複合材料の重水素保持挙動と損耗評価

信太祐二, 日野友明, 山内有二, 野澤貴史

真空に関する連合講演会講演予稿集 55th 104 2014年11月18日
FCI想定温度域における高線量照射後の先進SiC繊維の微細構造変化

小沢和巳, 近藤創介, 野澤貴史, 谷川博康, 檜木達也

日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM) 2014 ROMBUNNO.E51 2014年3月10日
圧力管型試験片を用いたF82H鋼の照射下クリープの評価 (小特集放射線照射環境下における材料物性値のその場測定) -- (材料の物性値に対する放射線照射誘起効果)

安堂正己, 野澤貴史, 廣瀬貴規, 谷川博康

プラズマ・核融合学会誌 90(1) 64-67 2014年1月
27th Symposium on Fusion Technology (27th SOFT)

野澤貴史, 小島有志, 戸張博之

プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research 89(1) 58-59 2013年1月25日
ナノインフィルトレーション遷移共晶法で作製されたモノリシックSiCのイオン照射後微細組織に及ぼす核変換水素の影響

小沢和巳, 小柳孝彰, 田口富嗣, 野澤貴史, 谷川博康, 近藤創介, 檜木達也

日本原子力学会年会・大会予稿集 2013 569-569 2013年
シリコン炭化物の照射誘起伝導度における線量率依存性

土屋文, 永田晋二, 斉藤今朝美, 山本春也, 野澤貴史, 四竃樹男

日本原子力学会年会・大会予稿集 2013 2013年
デジタル画像相関法を用いた核融合炉用SiC/SiC複合材料の層間剥離挙動評価

野澤貴史, 中田隼矢, 小沢和巳, 谷川博康

日本原子力学会年会・大会予稿集 2013 2013年
高速中性子照射によるCVD-SiCの動的照射誘起現象

土屋文, 永田晋二, 斉藤今朝美, 野澤貴史, 四竃樹男

日本原子力学会年会・大会予稿集 2012 685-685 2012年
単繊維押し抜き試験によるSiC/SiCモデル複合材料の界面局所力学特性評価

小沢和巳, 野澤貴史, 谷川博康

日本原子力学会年会・大会予稿集 2012 687-687 2012年
核融合炉材料の疲労寿命評価技術の開発

野上修平, 長谷川晃, 西村新, 野澤貴史, 谷川博康, 若井栄一

プラズマ・核融合学会年会(Web) 29th 2012年
SiC/SiC複合材の照射効果予測のためのSiC照射データ評価

近藤創介, 小柳孝彰, 檜木達也, 野澤貴史

核融合エネルギー連合講演会予稿集 9th (CD-ROM) ROMBUNNO.28A-148P 2012年
低放射化フェライト鋼接合技術の現状と課題

廣瀬貴規, 芹澤久, 岸本弘立, 荻原寛之, 藤井英俊, 長坂琢也, 笠田竜太, 野澤貴史, 谷川博康, 芝清之

プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research 87(3) 172-180 2011年3月25日
Radiation effect on advanced SiC/SiC composites in high temperature, high fluence conditions

Y. Katoh, L. L. Snead, T. Nozawa, K. Ozawa, T. Hinoki

35th International Conference and Exposition on Advanced Ceramics and Composites (ICACC’11) 2011年1月23日査読有り
SiC/SiCモデル複合材料の界面力学特性評価

小沢和巳, 野澤貴史, 谷川博康, 加藤雄大, Snead Lance L

日本原子力学会年会・大会予稿集 2011 748-748 2011年
NITE-SiC/SiC複合材料の強度特性の繊維配向依存性

大塚大輔, 幸野豊, 香山晃, 岸本弘立, 下田一哉, 野沢貴史, 濱田智也, 朴峻秀, 鄭憲採

日本原子力学会年会・大会予稿集 2011 737-737 2011年
Evaluation of Fracture Resistance of Advanced SiC/SiC Composites after Neutron Irradiation

K. Ozawa, Y. Katoh, T. Nozawa, T. Hinoki, L. L. Snead

第3回国際セラミックス会議（rd International Congress on Ceramics (ICC3) ） 2010年11月14日査読有り
国際核融合エネルギー研究センター事業

荒木政則, 林君夫, 飛田健次, 西谷健夫, 谷川博康, 野澤貴史, 山西敏彦, 中道勝, 星野毅, 小関隆久 …

プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research 86(4) 231-239 2010年4月25日

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