成果報告会資料集

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口頭発表課題（７課題）
過酷事故対応を目指した原子炉用ダイヤモンド半導体デバイスに関する研究開発 金子　純一（北海道大学）
高燃焼度原子炉動特性評価のための遅発中性子収率高精度化に関する研究開発 千葉　　敏（東京工業大学）
シンチレータスタック型ガンマ線イメージャに関する研究開発 河原林　順（東京都市大学）
原子力プラント安全性の向上に対応できる高耐食性ＥＨＰステンレス鋼の適用技術に関する研究開発 中山　準平（株式会社神戸製鋼所）
原子炉燃料被覆管の安全設計基準に資する環境劣化評価手法に関する研究開発 阿部　弘亨（東京大学）
原子炉容器構造材料の微視的損傷機構の解明を通じた脆化予測モデルに関する研究開発 永井　康介（東北大学）
高度の安全性を有する炉心用シリコンカーバイト燃料被覆管等の製造基盤技術に関する研究開発 香山　　晃（室蘭工業大学）
ポスターセッション課題（２０課題）
外部ハザードに対する崩壊熱除去機能のマージン評価手法の研究開発 山野　秀将（日本原子力研究開発機構）
極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策に関する研究開発 笠原　直人（東京大学）
原子力発電機器の強度保証のための高信頼性に関する研究開発 三原　　毅（東北大学）
安全性を追求した革新的炉心材料利用技術に関する研究開発 佐藤　寿樹（株式会社東芝）
事故時高温条件での燃料健全性確保のためのＯＤＳフェライト鋼燃料被覆管の研究開発 鵜飼　重治（北海道大学）
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 宇埜　正美（福井大学）
ナノ粒子分散ナトリウムによる高速炉の安全性向上技術の開発 荒　　邦章（日本原子力研究開発機構）
フッ化技術を用いた燃料デブリの安定化処理に関する研究開発 深澤　哲生（日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 ）
加速器駆動未臨界システムによる核変換サイクルの工学的課題解決に向けた研究開発 辻本　和文（日本原子力研究開発機構）
マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発 原田　秀郎（日本原子力研究開発機構）
「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究 竹田　敏一（福井大学）
プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ強化型安全燃料開発 岡本　孝司（東京大学）
次世代原子炉燃料の健全性評価のための非破壊分析技術の開発 中島　　健（京都大学）
MA入りPu金属燃料高速炉サイクルによる革新的核廃棄物燃焼システムの開発 有江　和夫（株式会社東芝）
ガラス固化体の高品質化・発生量低減のための白金族元素回収プロセスの開発 竹下　健二（東京工業大学）
微細構造を制御した高MA含有不定比酸化物燃料の物性予測手法に関する研究 田中　康介（日本原子力研究開発機構）
放射線誘起表面活性効果を用いた超臨界圧軽水冷却炉の基盤技術研究 波津久達也（東京海洋大学）
凸型炉心形状による再臨界防止固有安全高速炉に関する研究開発 高木　直行（東京都市大学）
高効率TRU燃焼を可能とする革新的水冷却炉RBWRの研究開発 大塚　雅哉（株式会社日立製作所）
代理反応によるマイナーアクチノイド核分裂の即発中性子測定技術開発と中性子エネルギースペクトル評価 西尾　勝久（日本原子力研究開発機構）
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