2025/3/27現在
廣岡 瞬
Hirooka Shun
- 核燃料物性、MOX燃料製造技術、照射挙動シミュレーション
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- 興味のある分野
- セラミクス材料、熱力学、機械学習
- 得意な技術
- 高温物性測定、酸素分圧制御
- こんな協力者探しています
- 熱力学計算、金属材料について相談できる方
- こんなことに協力できます
- 酸素分圧を制御した実験、プルトニウムを使った実験の協力
- 研究PRダイジェスト
- ・プルトニウムの取扱い施設で、MOX燃料の実験研究をしています。
・熱分析装置、熱量計、SEM、EPMA、光学顕微鏡、XRDなど様々な実験装置を使って、MOX燃料の高温物性を測定しています。
・超低酸素分圧の制御も得意分野です。
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論文（被引用数順にランキング表示、☆は研究者注目の論文）
- Oxygen potentials, oxygen diffusion coefficients and defect equilibria of nonstoichiometric (U,Pu)O2±x
Journal of Nuclear Materials, 487, p.424 - 432, 2017/04 - Effect of O/M ratio on sintering behavior of (Pu0.3U0.7)O2-x
Journal of Nuclear Materials, 535, p.152188_1 - 152188_8, 2020/07 - Sound speeds in and mechanical properties of (U,Pu)O2-x
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.356 - 362, 2018/03 - Liquid phase sintering of alumina-silica co-doped cerium dioxide CeO2 ceramics
Ceramics International, 49(2), p.3058 - 3065, 2023/01 - Oxygen potential measurement of (U,Pu,Am)O2±x and (U,Pu,Am,Np)O2±x
Journal of Nuclear Materials, 542, p.152424_1 - 152424_9, 2020/12
- Reduction and phase transformation of Ce-doped zirconolites
Ceramics (Internet), 8(1), p.24_1 - 24_12, 2025/03 - 「NuMat2024」の報告
核燃料, (60-1), p.17 - 20, 2025/02 - Uranium-plutonium-oxygen phase diagram; Investigating the solvus of fluorite's exsolution
Journal of Nuclear Materials, 599, p.155233_1 - 155233_11, 2024/10 - Enthalpy measurement on (U1-xPux)O2 (x = 0, 0.18, 0.45, and 1) and analysis of heat capacity
Journal of Nuclear Materials, 598, p.155188_1 - 155188_9, 2024/09 - Sintering behavior analysis of compacted dry recycled U0.7Pu0.3O2 powder using master sintering curve theory
Journal of Nuclear Materials, 595, p.155072_1 - 155072_11, 2024/07 - High temperature nanoindentation of (U,Ce)O2 compounds
Nuclear Engineering and Design, 423, p.113136_1 - 113136_7, 2024/07 - A Science-based mixed oxide property model for developing advanced oxide nuclear fuels
Journal of the American Ceramic Society, 107(5), p.2998 - 3011, 2024/05 - Uranium-plutonium-americium cation interdiffusion in polycrystalline (U,Pu,Am)O2±x mixed oxides
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154786_1 - 154786_13, 2024/01 - Thermal conductivity measurement of uranium-plutonium mixed oxide doped with Nd/Sm as simulated fission products
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154799_1 - 154799_20, 2024/01