2025/11/27現在
Vauchy, R.
Vauchy Romain
- MOX燃料、固体化学、結晶学、核燃料、アクチニド酸化物、セラミック加工、焼結、非化学量論的酸化物、X線回折
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- 興味のある分野
- 核燃料製造、高速炉燃料、アクチニド酸化物の熱化学、セラミック処理、MOXの熱特性
- 得意な技術
- X線回折、熱重量測定、熱膨張測定、セラモグラフィー、光学顕微鏡、二次電子顕微鏡
- こんな協力者探しています
- ・非化学量論的酸化物の固体化学とその製造に関する専門知識を持つ人
・熱力学計算に関する専門知識を持つ人
・DFT+U 計算に関する専門知識を持つ人
・酸化物の熱機械的挙動に関する専門知識を持つ人
・ホットセルと放射線照射 MOX 燃料にアクセスできる人
- こんなことに協力できます
- ・アクチニド酸化物の固体化学に関する専門知識を持たない人
・アクチニド酸化物燃料の製造 (UO2、MOX、MA-MOX、SimFuel) に問題を抱えている人
・温度の関数としてのアクチニド二酸化物の酸化還元を理解したい人
- 研究PRダイジェスト
- 核燃料、特にプルトニウムを含む燃料は非常に謎に満ちています。プルトニウムは、非常に独特で複雑な熱物理化学を持っています。MOX 燃料の特性を理解するには、セラミック材料とその製造、および非化学量論的酸化物 (酸化物燃料電池など) に関する専門知識が必要です。アクチニドの放射毒性のため、プルトニウムを含む材料に関する実験結果を得ることは非常に困難ですが、非常にやりがいがあります。
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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）
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Scientific Reports (Internet), 13, p.2217_1 - 2217_8, 2023/02 - Liquid phase sintering of alumina-silica co-doped cerium dioxide CeO2 ceramics
Ceramics International, 49(2), p.3058 - 3065, 2023/01 - Oxygen potential of neodymium-doped U0.817Pu0.180Am0.003O2 pm x uranium-plutonium-americium mixed oxides at 1573, 1773, and 1873 K
Journal of Nuclear Materials, 580, p.154416_1 - 154416_11, 2023/07 - Uranium-plutonium-americium cation interdiffusion in polycrystalline (U,Pu,Am)O2 pm x mixed oxides
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154786_1 - 154786_13, 2024/01 - 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-oxygen phase diagram; Investigating the solvus of fluorite's exsolution
Journal of Nuclear Materials, 599, p.155233_1 - 155233_11, 2024/10 - 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 - Oxygen potential and oxygen diffusion data for guiding the manufacture of MOX fuel for fast neutron reactors
Journal of Nuclear Materials, 616, p.156115_1 - 156115_16, 2025/10 - Control and irradiation behaviors of oxygen potential of MOX fuel
Proceedings of Workshop on Fuel Performance Assessment and Behaviour for Liquid Metal Cooled Fast Reactors (Internet), 8 Pages, 2025/07 - Room-temperature oxidation of hypostoichiometric uranium?plutonium mixed oxides U1?yPuyO2?x - A depth-selective approach
- Actinide oxidation state and O/M ratio in hypostoichiometric uranium?plutonium?americium U0.750Pu0.246Am0.004O2?x mixed oxides
- Ceramic processing of uranium?plutonium mixed oxide fuels (U1?yPuy)O2 with high plutonium content
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- High temperature X-ray diffraction study of the kinetics of phase separation in hypostoichiometric uranium?plutonium mixed oxides