2026/01/28 更新

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コンドウ　マサトシ
近藤　正聡
KONDO MASATOSHI
所属
総合研究院 ゼロカーボンエネルギー研究所 准教授
職名
准教授
ホームページ
https://kaken.nii.ac.jp/d/r/70435519.ja.html
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News & Topics

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研究キーワード

  • 原子力、高速炉、核融合炉、液体金属

研究分野

  • エネルギー / 核融合学

学歴

  • 東京工業大学   大学院理工学研究科   原子核工学専攻博士後期課程 (東工大則第８７条ただし書き適用により、博士課程早期修了)

    2004年4月 - 2006年3月

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経歴

  • 文部科学省   科学技術・学術審議会専門委員(併任)

    2022年4月 - 2023年2月

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    国名：日本国

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  • 東京工業大学   科学技術創成研究院 ゼロカーボンエネルギー研究所   准教授

    2021年6月 - 現在

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  • 文部科学省   研究開発局   学術調査官(併任)

    2020年4月 - 2022年3月

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  • 東京工業大学   科学技術創成研究院 先導原子力研究所   准教授

    2018年4月 - 2021年5月

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    国名：日本国

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  • 東京工業大学   科学技術創成研究院 先導原子力研究所   助教

    2016年4月 - 2018年3月

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    国名：日本国

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  • 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構   原型炉設計合同特別チーム、核融合原型炉システム設計グループメンバー   非常勤

    2015年6月 - 2016年3月

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  • 東京工業大学   原子炉工学研究所   助教

    2015年4月 - 2016年3月

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    国名：日本国

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  • 東海大学   工学部原子力工学科   講師

    2011年4月 - 2015年3月

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  • 同志社大学   特別講師（資源エネルギー特論）

    2010年10月 - 2010年11月

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  • 総合研究大学院大学   物理化学研究科   助教(併任)

    2008年4月 - 2011年3月

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  • 中部大学   生物学部（基礎物理学実験）   非常勤講師

    2007年9月 - 2008年3月

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  • 核融合科学研究所   核融合炉システム研究系   助教

    2006年4月 - 2011年3月

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委員歴

  • 核融合科学研究所研究教育改善室研究協力委員会   日米科学技術協力事業核融合分野研究計画専門部会構成員  

    2025年12月 - 2026年3月   

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    団体区分：その他

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  • International Symposium on Zero-Carbon Energy Systems, IZES   Steering Committee  

    2022年6月 - 2023年6月   

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    団体区分：その他

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  • International Symposium on Zero-Carbon Energy Systems, IZES   Technical Program Committee  

    2022年6月 - 2023年6月   

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  • 日本原子力学会   材料部会 国際学術小委員会委員  

    2022年4月 - 2023年3月   

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  • 第14回核融合エネルギー連合講演会   プログラム副委員長・実行副委員長  

    2021年12月 - 2022年8月   

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    団体区分：学協会

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  • プラズマ・核融合学会   代議員  

    2021年4月 - 2023年3月   

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    団体区分：学協会

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  • プラズマ・核融合学会   第12回核融合エネルギー連合講演会プログラム委員会委員  

    2017年6月 - 2017年12月   

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    団体区分：学協会

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  • International Advisory board  

    2017年6月   

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    団体区分：学協会

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  • 第4回セルビアセラミクス協会セラミクス材料に関する国際会議   国際アドバイザリーボード  

    2017年6月   

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    団体区分：学協会

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  • 日本原子力学会   会員サービス委員会サポートWG  

    2017年1月   

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    団体区分：学協会

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  • 核融合エネルギーフォーラム 核融合実用化若手検討会   幹事  

    2016年12月   

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    団体区分：学協会

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  • 核融合エネルギーフォーラム ITER/BA成果報告会   実行委員 （産業界と若者の意見交換会担当）  

    2016年10月 - 2016年12月   

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    団体区分：学協会

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  • 東京工業大学科学技術創成研究院先導原子力研究所   アトム会 幹事  

    2016年4月   

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    団体区分：その他

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  • 東京工業大学科学技術創成研究院先導原子力研究所   広報委員会委員  

    2016年   

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    団体区分：その他

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  • 東京工業大学科学技術創成研究院先導原子力研究所   企画委員会委員  

    2016年   

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  • 日本保全学会「核融合中性子の高度利用による消滅処理検討委員会(自主的分科会)」   委員  

    2015年12月   

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    団体区分：学協会

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  • The Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research   Public relations committee, wikipedia working group  

    2015年11月   

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    団体区分：学協会

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  • プラズマ核融合学会   広報委員会Wikipediaワーキンググループ幹事  

    2015年11月   

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    団体区分：学協会

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  • 核融合炉工学技術に関する国際シンポジウム 第13回   Local organizing committee (LOC) vice chairman  

    2015年9月 - 2017年9月   

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    団体区分：学協会

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  • International symposium for fusion technology (ISFNT) 13   Local organizing committee (LOC) vice chairman  

    2015年9月 - 2017年9月   

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    団体区分：学協会

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  • プラズマ核融合学会   男女共同参画委員会委員  

    2015年9月 - 2016年3月   

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    団体区分：学協会

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  • 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原型炉設計合同特別チーム   核融合原型炉システム設計グループメンバー  

    2015年6月 - 2016年3月   

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    団体区分：その他

    日本の核融合原型炉概念構築のための技術検討

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  • 日本原子力学会   核融合工学部会 広報委員  

    2015年4月   

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    団体区分：学協会

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  • 東京工業大学   平成２７年度文部科学省共済組合東京工業大学支部福祉事業に関する連絡協議会委員  

    2015年 - 2016年   

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    団体区分：その他

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  • 日本原子力学会   プログラム編集委員（核融合炉工学分野）  

    2014年4月 - 2016年4月   

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    団体区分：学協会

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  • 日本原子力学会   倫理委員会委員  

    2014年4月   

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    団体区分：学協会

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  • 文部科学省   学技術政策研究所科学技術動向研究センター調査員  

    2014年4月   

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    団体区分：政府

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  • 日本原子力学会   材料部会庶務幹事  

    2012年4月 - 2014年3月   

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    団体区分：学協会

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  • プラズマ核融合学会   プラズマ核融合学会誌編集委員 (炉工学分野)  

    2011年7月 - 2012年7月   

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    団体区分：学協会

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  • 東京工業大学   革新的原子力研究センターGIF-LFR専門委員会委員  

    2011年4月   

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    団体区分：その他

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  • 財団法人レーザー技術総合研究所   レーザー核融合実験炉設計委員会  

    2011年2月   

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    団体区分：その他

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  • プラズマ核融合学会   プラズマ核融合学会誌編集主査 (炉工学分野)  

    2010年7月 - 2011年7月   

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    団体区分：学協会

    編集主査

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  • プラズマ核融合学会   プラズマ核融合学会誌編集委員 (炉工学分野)  

    2009年7月 - 2010年7月   

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    団体区分：学協会

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論文

  • A methodology for corrosion testing ODS steels in liquid tin under reactor conditions in HFIR

    Nick G. Russell, Marie Romedenne, Jiheon Jun, Bruce A. Pint, Masatoshi Kondo, Cansu On, Yutai Katoh

    Fusion Engineering and Design   2026年1月

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2025.115504

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  • Reformation of protective oxide layers on artificially abraded surfaces of FeCrAl alloy during 4000 h exposure in flowing lead-bismuth eutectic

    Masatoshi KONDO, Yoshiki KITAMURA, Atsushi KAWARAI, Shigeru SAITO, Hironari OBAYASHI

    Corrosion Science   2026年1月

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.corsci.2026.113646

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  • Corrosion behavior of 316L austenitic steel in liquid lithium lead alloy under stress loading conditions

    Masatoshi Kondo, Yota Koike, Kenshi Ohno, Kaoru Omiya, Minho Oh, Naoko Oono-Hori

    Fusion Engineering and Design   2025年7月

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2025.115115

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  • Experimental and analytical investigations to reduce MHD pressure drop for liquid LiPb fusion blanket systems: use of ODS-FeCrAl alloys with electrically insulating α-Al2O3 layer in optimal flow channel geometry

    Ryunosuke Nishio, Masatoshi Kondo, Teruya Tanaka, Naoko Oono-Hori

    Nuclear Materials and Energy   2025年7月

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.nme.2025.101965

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  • Liquid metal technology for collection of metal resources from seawater desalination brine and polluted groundwater

    Toranosuke Horikawa, Mahiro Masuda, Minho Oh, Masatoshi Kondo

    Water Reuse   2025年2月

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：IWA Publishing  

    ABSTRACT

    <p></p> The collection of metal resources from seawater desalination brine is a promising technology to achieve a sustainable developing society. The production of freshwater from groundwater polluted by arsenic (As) has potential to satisfy huge water demand. However, conventional methods require large energy consumption and treatment of contaminated wastes. The present study proposes the application of liquid metal tin (Sn) for collecting metallic elements such as sodium (Na), magnesium (Mg), potassium (K), calcium (Ca) and As from the brine and polluted groundwater, in which any waste is not released. The metallic elements were accumulated in liquid Sn pool in the direct contact distillation process of the brine. Each metallic element possessed its own solubility in liquid Sn, which was functioned with the liquid temperature in the range of 505–573 K. K started to precipitate at the early stage and the growth immediately stopped. In the same time, Na started to precipitate and gradually grew. Ca started to precipitate and the growth immediately stopped after K did. Mg could gradually grow. The purification of the polluted water was performed by direct contact reaction between As-polluted water and liquid Sn. The polluted water was efficiently distilled since As was captured by liquid Sn.

    DOI： 10.2166/wrd.2025.100

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  • Growth of α-Al2O3 layer involving abnormal oxides in FeCrAl alloy tube fabricated by WEDM process and electrical insulating performance in fusion reactor blanket

    Ryuhei Muto, Masatoshi Kondo, Takashi Endo, Ryunosuke Nishio, Teruya Tanaka

    Surface and Coatings Technology   493   131250 - 131250   2024年10月

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Elsevier BV  

    DOI： 10.1016/j.surfcoat.2024.131250

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  • Chemical and structural durability of α-Al2O3 and γ-LiAlO2 layers formed on ODS FeCrAl alloys in liquid lithium lead stirred flow

    Masatoshi Kondo, Susumu Hatakeyama, Naoko Oono, Yoshiki Kitamura, Kan Sakamoto, Teruya Tanaka, Yoshimitsu Hishinuma

    Corrosion Science   112459 - 112459   2024年9月

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Elsevier BV  

    DOI： 10.1016/j.corsci.2024.112459

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  • Liquid metal compatibility of pre-oxidized FeCrAl in flowing Sn

    Pint, B.A., Su, Y.F., Romedenne, M., Jun, J., Kondo, M., Oono, N., Sakamoto, K., Hatano, Y.

    Fusion Engineering and Design   202   2024年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2024.114377

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  • Excellent adhesion of protective α-Al2O3 layer formed on ODS FeCrAl alloys

    Yoshiki Kitamura, Masatoshi Kondo, Naoko Oono-Hori, Yoshimitsu Hishinuma

    Surface and Coatings Technology   469   129787 - 129787   2023年9月

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Elsevier BV  

    DOI： 10.1016/j.surfcoat.2023.129787

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  • Reduction of MHD pressure drop by electrical insulating oxide layers in liquid breeder blanket of fusion reactors

    Ryunosuke Nishio, Teruya Tanaka, Naoko Oono, Masatoshi Kondo

    Nuclear Materials and Energy   34   2023年3月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.nme.2023.101382

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  • Fundamental study on optical performance of low-melting-point metal mirrors for space telescopes

    Imaizumi, E., Kondo, M., Murakami, K., Hayano, Y., Matsuda, Y.

    Results in Optics   12   2023年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.rio.2023.100473

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  • Corrosion mechanism of reduced activation ferritic martensitic steel JLF-1 in liquid metal Sn 査読

    Masatoshi Kondo, Miyakawa Yukihiro, Yoshiki Kitamura, Minho O, Teruya Tanaka

    Corrosion Science   209   110748 - 110748   2022年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.corsci.2022.110748

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  • On-Line Measurement of Liquid Metal Level by Change of Static Gas Pressure

    Ryunosuke NISHIO, Masatoshi KONDO

    Plasma and Fusion Research   2022年7月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.17.2405085

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  • Corrosion behaviors of various steels and nickel-based alloys in liquid Sn media

    Yukihiro Miyakawa, Masatoshi Kondo

    Nuclear Materials and Energy   Vol. 30   2022年2月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.nme.2022.101154

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  • Chemical compatibility of F82H and 316L in liquid metal heat transfer mediums Li, Na and NaK

    Tatsuhiro Hosaka, Masatoshi Kondo, Satoshi Sato, Masami Ando, Takashi Nozawa

    Journal of Nuclear Materials   Vol. 561 ( No. 153546 )   2022年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2022.153546

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  • Self-Healing Behavior of Oxide Layer in Liquid Metal*)

    Kawarai, A., Kondo, M.

    Plasma and Fusion Research   17   2022年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.17.2405059

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  • Effect of Temperature on Fretting Corrosion Behaviors between Li2TiO3 Pebble and F82H

    Masaki, H., Kondo, M., Kim, J.-H., Nakamichi, M.

    Plasma and Fusion Research   17   2022年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.17.1405075

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  • Corrosion-resistant materials for liquid LiPb fusion blanket in elevated temperature operation

    Masatoshi Kondo, Susumu Hatakeyama, Naoko Oono, Takashi Nozawa

    Corrosion Science   Vol. 197   2021年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.corsci.2021.110070

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  • Dense-film preparation of zirconium oxide by self-oxidation in air

    Rio Takemura, Kiyoto Shin-mura, Kazuya Sasaki, Eiki Niwa, Masatoshi Kondo

    Fusion Engineering and Design   Vol. 171   2021年7月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2021.112793

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  • オンライン座談会：産業界と“超”若者の意見交換会 〈私たちの未来はどうなる 高校生が作る未来マップ〉

    近藤正聡

    プラズマ・核融合学会誌   2021年6月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：プラズマ・核融合学会  

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  • Erratum: “Conceptual Design of HFIR Irradiation Experiment for Material Compatibility Study on Liquid Sn Divertor” [Plasma Fusion Res. 16, 2405040 (2021)] 査読

    Masatoshi KONDO, Bruce A. PINT, Jiheon JUN, Nick RUSSELL, Joel McDUFFEE, Masafumi AKIYOSHI, Teruya TANAKA, Naoko OONO, Junichi MIYAZAWA, Josina, W GERINGER, Yutai KATOH, Yuji HATANO

    Plasma and Fusion Research   16 ( 0 )   2905088 - 2905088   2021年6月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research  

    DOI： 10.1585/pfr.16.2905088

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  • Fundamental Study on Fretting Corrosion in Solid Breeder Blanket

    Naoki TAKAHASHI, Masatoshi KONDO, Jae-Hwan KIM, Masaru NAKAMICHI

    Plasma and Fusion Research   Vol. 16   2021年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.16.2405032

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  • Conceptual Design of HFIR Irradiation Experiment for Material Compatibility Study on Liquid Sn Divertor

    KONDO Masatoshi, GERINGER Josina W, KATOH Yutai, HATANO Yuji, PINT Bruce A., JUN Jiheon, RUSSELL Nick, McDUFFEE Joel, AKIYOSHI Masafumi, TANAKA Teruya, OONO Naoko, MIYAZAWA Junichi

    Plasma and Fusion Research   Vol. 16   2405040 - 2405040   2021年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：一般社団法人 プラズマ・核融合学会  

    <p>Liquid Sn is one of the promising coolants for liquid surface divertor concept of fusion reactors. However, the compatibility between liquid Sn and structural materials is an important issue that has to be addressed, because liquid Sn is extremely corrosive to steels at high temperatures. The corrosion may be mitigated when a protective Al2O3 layer is formed on the surface of alumina forming steels. However, the effect of neutron irradiation on the integrity of protective layer is not made clear so far. Japan and US joint research project "FRONTIER" started in 2019 to investigate the material compatibility under neutron irradiation. The purpose of the present study is to develop the conceptual design of the irradiation test capsule which enables material compatibility tests for the alumina forming steels - liquid metal systems under neutron irradiation in the High Flux Isotope Reactor at Oak Ridge National Laboratory, TN, USA. The three dimensional drawing of capsule structure was then developed. The validity of the material selections for the capsule design was investigated by means of corrosion tests of SiC, Si3N4, Ti, and Mo in liquid Sn at 773 K for 262 hr.</p>

    DOI： 10.1585/pfr.16.2405040

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  • Mass Transfer of Ni in Liquid Li Detected by Quartz Crystal Microbalance

    Leo IIZUKA, Masatoshi KONDO

    Plasma and Fusion Research   Vol. 16   2021年3月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.16.2405026

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  • Novel Cleaning Methodologies for Specimens Tested in Liquid Metals

    HATAKEYAMA Susumu, OONO Naoko, NOZAWA Takashi, SAKAMOTO Kan, TAMAI Yoshie, KONDO Masatoshi

    Plasma and Fusion Research   Volume 16   1205015 - 1205015   2021年2月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：一般社団法人 プラズマ・核融合学会  

    <p>Liquid metals are excellent coolants of fission and fusion reactors. However, the chemical compatibility of structural materials is important issue. The mass losses of the high-temperature materials such as FeCrAl-ODS, SiC, and refractory metals by corrosion in liquid metals are essential information to obtain their corrosion rates. The specimens must be cleaned to remove liquid metals solidified and adhered on the specimens after the corrosion tests, though the damage of the specimens in the cleaning procedure must be minimized. Cleaning methodologies appropriate for the specimens tested in liquid metals are urgently required for further compatibility study. The cleaning methodology with 0.1 M sodium hydroxide (NaOH) solution was developed, in which Sn was selectively dissolved without any damage on the specimens of the high-temperature materials. The cleaning procedure to remove Pb, Bi, and these alloys (i.e., Pb-16Li and Pb-Bi) adhered on the specimens in the solution mixture of acetic acid, ethanol, and H2O2 were also studied.</p>

    DOI： 10.1585/pfr.16.1205015

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  • コロナ禍で核融合炉を学ぶ学生は何を思うのか（コロナウイルス感染症に負けるな！核融合若手インフォーマルミーティング主催，緊急特別企画リモートセミナーの開催報告）

    近藤正聡, 坂本宜照, 森芳孝, 笠田竜太

    2020年9月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Materials issues for liquid metal coolant nuclear systems

    T. Muroga, M. Kondo

    Challenges for Coolants in Fast Neutron Spectrum Systems   2020年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Material issues related to tritium breeding and energy conversion in inertial fusion reactors

    M. Kondo, K. Yamanoi, T. Norimatsu

    Pathways to Energy from Inertial Fusion: Structural Materials for Inertial Fusion Facilities   Vol. 1911   2020年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 5. FRONTIER計画 (2019年度-2024年度)

    波多野雄治, 横峯健彦, 檜木達也, 橋本直幸, 大矢恭久, 大塚哲平, 近藤正聡, 宮沢順一, 長坂琢也

    プラズマ核融合学会誌   2020年3月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：プラズマ核融合学会  

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  • Liquid BreederMaterials 査読

    Masatoshi Kondo, Teruya Tanaka, Satoshi Fukada, Tsusar Valentyn

    Comprehensive Nuclear Materials 2nd edition, Reference Module in Materials Science and Materials Engineering 2020   2020年3月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/B978-0-12-803581-8.11619-4

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  • FRONTIER 計画 (2019 年度̃ 2024 年度)(プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画: 6 年間の成果と次期計画)

    Masatoshi KONDO

    プラズマ・核融合学会誌= Journal of plasma and fusion research   2020年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • A. 7 Material Compatibility Study on Liquid Metal Divertor of Fusion Reactors

    Kondo, Masatoshi

    I. Special Articles in Commemoration of Retiring Professors   20 - 20   2020年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Excellent Corrosion Resistance of Tungsten Materials in liquid Tin

    Kawano, Nanako, Tamai, Yoshie, Kondo, Masatoshi

    Plasma and Fusion Research   15   1205068 - 1205068   2020年

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    担当区分：責任著者   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：The Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research  

    DOI： 10.1585/PFR.15.1205068

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  • 座談会：原型炉時代の産業界と若手をつなぐ交流の懸け橋 査読

    プラズマ・核融合学会誌   2019年8月

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    記述言語：日本語  

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  • ボードゲームの中の原型炉建設と研究者の多様性 査読

    プラズマ・核融合学会誌   2019年5月

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    記述言語：日本語  

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  • Corrosion resistance of Al-rich steel and Al2O3 ceramic bulk in liquid Sn 査読

    Masatoshi Kondo, Masaru Tada, Youko Ohtsuka, Yoshimitsu Hishinuma, Takeo Muroga

    Fusion Engineering and Design   146   2450 - 2456   2019年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Elsevier {BV}  

    Liquid tin (Sn) is a promising coolant for liquid divertor concepts. However, its material compatibility with structural materials is an important issue. The purpose of the present study is to investigate corrosion resistance of Al-rich steel NTK04 L (Fe-17.7Cr-3.3Al-0.4Si) and Al2O3 ceramic bulk in liquid Sn. The oxidation treatment of the steel surface was performed in air at 773 K for 645 h in order to form an Al-rich oxide layer on its surface. The specimens of the Al-rich steel with and without the Al-rich oxide layer were immersed in liquid Sn at 773 K for 262 h. The corrosion test with Al2O3 ceramic bulk was also performed at the same conditions. After the corrosion tests, the specimen surfaces were metallurgically analyzed by FE-SEM/EDX, EPMA and AES. The steel which had the Al-rich oxide layer revealed corrosion resistance, though a very limited area of the surface was corroded according to the formation of Fe-Cr-Sn intermetallic compound. The Al2O3 ceramic bulk revealed corrosion resistance in liquid Sn, though small chemical reaction involving Ni impurity was detected on its surface.

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2019.04.016

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  • Conference report on the 1st US--Japan workshop on power and particle control by liquid metal plasma-facing components in a steady state magnetic fusion DEMO reactor

    Hirooka, Yoshi, Ono, Masayuki, Maingi, Rajesh, Hanada, Kazuaki, Kondo, Masatoshi, Miyazawa, Junichi, Shimada, Michiya

    Nuclear Fusion   60 ( 1 )   017001 - 017001   2019年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：IOP Publishing  

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    Masatoshi KONDO

    Journal of Plasma and Fusion Research   2019年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Japanese activities of the R&amp;D on silicon carbide composites in the broader approach period and beyond

    Takashi Nozawa, Kazumi Ozawa, Chang Ho Park, Joon Soo Park, Akira Kohyama, Akira Hasegawa, Shuhei Nogami, Tatsuya Hinoki, Sosuke Kondo, Toyohiko Yano, Tamaki Shibayama, Bun Tsuchiya, Tatsuo Shikama, Shinji Nagata, Teruya Tanaka, Hirotomo Iwakiri, Yasushi Yamamoto, Satoshi Konishi, Ryuta Kasada, Masatoshi Kondo, Tomoaki Kunugi, Takehiko Yokomine, Yoshitaka Ueki, Nariaki Okubo, Tomitsugu Taguchi, Hiroyasu Tanigawa

    Journal of Nuclear Materials   511   582 - 590   2018年12月

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2018.05.045

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  • 核融合トリチウム研究最前線―原型炉実現に向けて―第5 回液体増殖材開発の最前線 査読

    2018年11月

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    記述言語：日本語  

    核融合炉の燃料増殖ブランケットに不可欠な機能を全て兼ね備えている液体増殖材の開発研
    究が着実に進展している。液体増殖材の実用上の課題として，材料共存性の改善やトリチウム
    輸送制御法の確立が挙げられるが，これらは液体増殖材の流動性がもたらす特殊な界面反応や
    輸送的性質によるものである。しかし，高度な純度制御技術が開発された事により，材料共存
    性改善の糸口が見える状況になってきた。また，斬新な発想に基づくトリチウムの輸送制御技
    術も開発されている。一方で，設計研究の進展により液体ブランケットのデザインウインドウ
    も絞りこまれてきた。本稿では液体増殖材研究の最前線を紹介する。

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  • Effect of isotope enrichment on performance of lead-lithium blanket of inertial fusion reactor 査読

    Masatoshi Kondo, Yuu Nakajima, Teruya Tanaka, Takayoshi Norimatsu

    IOP Conf. Series: Journal of Physics: Conf. Series   Vol. 1090 ( No. Conference 1 )   2018年9月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Simulation studies on neutron transport and material activation for lead-lithium (Pb-17Li) blanket of the inertial fusion reactor “KOYO-FAST” were performed with the PHITS
    code and the EASY 2005 code. Tritium breeding ratio (TBR) and productions of harmful radioactive isotopes 210Po and 203Hg in the blanket are made clear. The blanket performances improved by enrichment of stable isotope (6Li, 204Pb, 206Pb or 207Pb) are also made clear. The TBR is 1.28 for the blanket with a natural Pb-17Li alloy. The large TBR is allowed because of large blanket space in the reactor chamber. The TBR reaches 1.64 when 6Li is enriched to 90%. In this case, intermediate and thermal neutrons, that are necessary to produce 210Po and 203Hg,are preferentially captured by the 6Li (n, α) T reaction. Then, the productions of 210Po and 203Hg are mitigated. The enrichment of 204Pb leads to a small TBR, because neutrons are captured by
    204Pb due to its large cross section for (n. γ) reaction. The TBR of 206Pb or 207Pb enriched Pb-17Li is more or less the same with that of the natural Pb-17Li. In these cases, the productions
    of 210Po and 203Hg are slightly mitigated because of the removal of 208Pb and 204Pb from the blanket.

    DOI： 10.1088/1742-6596/1090/1/012004

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  • Corrosion–erosion and mass transfer dynamic behaviors of reduced activation ferritic/martensitic steel in a nonisothermal Pb-17Li system 査読

    Masatoshi Kondo, Yoshimitsu Hishinuma, Takayoshi Norimatsu, Takeo Muroga

    Fusion Engineering and Design   136   1581 - 1587   2018年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Elsevier {BV}  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2018.05.062

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  • Research frontier of tritium for fusion reactor. Toward the DEMO reactor (5). Research frontiers of liquid breeders for fusion reactors

    Kondo, Masatoshi, Tanaka, Teruya

    Nippon Genshiryoku Gakkai-Shi (Atomos)   60 ( 11 )   700 - 704   2018年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Electrochemical impedance analysis on solid electrolyte oxygen sensor with gas and liquid reference electrodes for liquid LBE 査読

    Pribadi adhi, Nariaki Okubo, Atushi Komatsu, Masatoshi Kondo, Minoru Takahashi

    Energy Procedia   Vol. 131   2017年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.egypro.2017.09.472

    Web of Science

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  • Oxidation characteristics of lead-alloy coolants in air ingress accident 査読

    Masatoshi kondo, Nariaki Okubo, Eriko Irisawa, Atsushi Komatsu, Norito Ishikawa, Teruya Tanaka

    Energy procedia   Vol. 131   2017年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.egypro.2017.09.473

    Web of Science

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  • Characterization of functional materials for liquid blanket systems by cathodoluminescence measurement 査読

    Teruya Tanaka, Daiji Kato, Takashi Nozawa, Bun Tsuchiya, Masatoshi Kondo, Takeo Muroga

    Fusion Engineering and Design   2017年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2017.04.095

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  • 溶融鉛環境下の溶存酸素濃度と酸化物被覆健全性の同時モニタリングに関する研究 査読

    日本機械学会論文集   Vol. 83 ( No. 847 )   2017年3月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Performance of solid electrolyte oxygen sensor with solid and liquid reference electrode for liquid metal 査読

    Adhi, Pribadi Mumpuni, Kondo, Masatoshi, Takahashi, Minoru

    Sensors and Actuators B-Chemical   241   2017年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.snb.2016.10.003

    Web of Science

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  • Metallurgical study on corrosion of RAFM steel JLF-1 in Pb-Li alloys with various Li concentrations 査読

    Masatoshi Kondo, Masaomi Ishii, Yoshimitsu Hishinuma, Teruya Tanaka, Takashi Nozawa, Takeo Muroga

    Fusion Engineering and Design   Vol. 125   2017年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2017.04.058

    Web of Science

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  • On-line monitoring of oxygen potential and structure of oxide layer in liquid metals by electrochemical methods

    Kondo, Masatoshi, Takahashi, Minoru and Adhi, Pribadi Mumpuni, Suzuki, Narumi, Matsumura, Yoshihito, Tanaka, Teruya, Hishinuma, Yoshimitsu, Sagara, Akio, Muroga, Takeo

    Nippon Kikai Gakkai Ronbunshu (Online)   83 ( 847 )   16 - 00412   2017年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study on performance of oxygen sensors with solid and liquid reference electrodes in liquid LBE with the parameters of oxygen potential and temperature

    Adhia, Pribadi Mumpuni, Kondob, Masatoshi, Takahashib, Minoru

    relation   2   2 - 2   2017年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental study on corrosion and precipitation in non-isothermal Pb-17Li system for development of liquid breeder blanket of fusion reactor 査読

    Kondo, Masatoshi, Ishii, Masaomi, Norimatsu, Takayoshi, Muroga, Takeo

    International Conference on Energy Sciences (Ices 2016)   877   2017年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1088/1742-6596/877/1/012001

    Web of Science

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  • A. 5 Chemical behaviors of lead-alloy coolants in air ingress accident

    Kondo, Masatoshi

    I. Special Articles in Commemoration of Retiring Professors   18 - 18   2017年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Evaluation of thermal conductivity for liquid lead lithium alloys at various Li concentrations based on measurement and evaluation of density, thermal diffusivity and specific heat of alloys 査読

    Masatoshi Kondo, Yuu Nakajima, Mitsuyo Tsuji, Takashi Nozawa

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   109   1345 - 1350   2016年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2015.12.029

    Web of Science

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  • 高速スペクトル原子炉 (18章 鉛冷却原子炉担当)

    近藤正聡

    2016年10月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：ERC出版  

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  • Evaluation of thermophysical and chemical characteristics of lithium lead alloys for development of self-cooled type liquid breeder blanket systems

    Kondo, Masatoshi

    Bulletin of the Research Laboratory for Nuclear Reactors (Tokyo Institute of Technology)   39   51 - 53   2016年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Conceptual design of temporally storage area in hot cell for fusion DEMO reactor 査読

    Masatoshi Kondo, Youji Someya, Mitsuyo Tsuji, Satoshi Yanagihara, Hiroyasu Utoh, Takashi Kato, Kenji Tobita, Shinzaburo Matsuda

    Plasma and Fusion Research   11 ( 1 )   2016年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.11.2405077

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  • 機能性被覆の性状とインピーダンス応答の関係を用いたin-situ評価

    鈴木 成実, 佐々木 亮祐, 松村 義人, 近藤 正聡

    日本金屬學會誌   80 ( 9 )   585 - 592   2016年

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.2320/jinstmet.JAW201604

    Web of Science

    CiNii Books

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  • Compatibility issues for liquid breeders and liquid divertor for fusion reactors

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya

    Purazuma, Kaku Yugo Gakkai-Shi   92 ( 2 )   130 - 135   2016年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 電気化学インピーダンス法を応用した機能性被覆の in-situ 評価 査読

    鈴木成実, 佐々木亮祐, 松村義人, 近藤正聡

    日本金屬學會誌   80 ( 4 )   284 - 288   2016年

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.2320/jinstmet.JBW201503

    Web of Science

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  • 液体だけど水じゃない-次世代ブランケット・ダイバータ研究開発の現状と課題-5. 液体燃料増殖材及び液体ダイバータ冷却材の共存性 査読

    近藤正聡, 長坂琢也

    プラズマ・核融合学会誌第 92 巻第 2 号   92 ( 2 )   130 - 135   2016年

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：プラズマ・核融合学会  

    先進ブランケットの液体燃料増殖材や液体ダイバータの冷却材として液体金属及び溶融塩が期待されている.これらの高温融体中における候補構造材料及び機能性材料との共存性について解説する.

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  • STUDY ON STABILITY OF LIQUID JET FOR LIQUID LITHIUM TARGET OF BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) 査読

    Yuki Maehara, Masatoshi Kondo, Minoru Takahashi

    PROCEEDINGS OF THE 24TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 2016, VOL 5   2016年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

    Web of Science

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  • Experimental study on chemical behaviors of non-metal impurities in Pb, Pb-Bi and Pb-Li by temperature programmed desorption mass spectrometer analysis 査読

    Masatoshi Kondo, Yuu Nakajima, Teruya Tanaka, Takashi Nozawa, Takehiko Yokomine

    Plasma and Fusion Research   11 ( 1 )   2016年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.11.2405076

    Web of Science

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  • 機能性被覆の性状とインピーダンス応答の関係を用いた in-situ 評価 査読

    鈴木成実, 佐々木亮佑, 松村義人, 近藤正聡

    講演概要集   80 ( 9 )   585 - 592   2016年

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：公益社団法人 日本金属学会  

    &emsp;The characterization of Zr oxide layer formed in Ar and O2 gas mixture at 973 K on the surface of Zr metal was characterized by electrochemical impedance spectroscopy (EIS). The increase of the layer thickness and the formation of the horizontal crack in the layer were evaluated in-situ using EIS. The thickness of the Zr oxide layer estimated by EIS agreed well with that by EPMA analysis. It was found that the time constant &tau; of the Zr oxide layer obtained by the EIS increased with the oxidation time. This trend indicated the growth of horizontal crack. The constant phase element (CPE) parameter p was obtained from the results of EIS. The change of p indicated that the Zr oxide layer has the gradient of the chemical composition in its thickness direction. The single horizontal crack and compositionally gradient in the oxide layer was modeled as they electrically functioned in the equivalent circuits. The simulation results indicated that the EIS method can be used as the in-situ monitor the gradient of the chemical composition and the crack formation in the oxide layer.<br>

    DOI： 10.2320/jinstmet.JAW201604

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  • Corrosion of steels in molten gallium (Ga), tin (Sn) and tin lithium alloy (Sn-20Li) 査読

    Masatoshi Kondo, Masaorni Ishii, Takeo Muroga

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   98-99   2003 - 2008   2015年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2015.05.051

    Web of Science

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  • Study on fabrication method of lithium alloys with metal grains 査読

    Yuu Nakajima, Masatoshi Kondo, Takashi Nozawa

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   98-99   2009 - 2014   2015年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2015.06.184

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  • Study on fabrication method of lithium alloys with metal grains 査読

    Yuu Nakajima, Masatoshi Kondo, Takashi Nozawa

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   98-99   2009 - 2014   2015年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2015.06.184

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  • Corrosion Resistance of High Cr Steels and Ceramic Materials in Lead-Bismuth Flow

    Kondo, Masatoshi

    International Conference Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005), Paper No. 425   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Design study on double layer type interface structure for heat exchanger of Fusion DEMO blanket

    Kondo, Masatoshi, Tanaka, Teruya, Hishinuma, Yoshimitsu, Suzuki, Narumi, Kawamata, Yosuke, Chikaraishi, H., Muroga, Takeo, Sagara, Akio

    Book of Abstracts   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion Resistance of High Cr Steels and Ceramic Materials in Lead-Bismuth Flow

    Kondo, Masatoshi

    International Conference Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005), Paper No. 425   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Evaluation of density and thermal diffusivity of liquid Pb-Li alloys at various Li concentrations

    KONDO, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Tsuji, Mitsuyo, Nozawa, Takashi

    Book of abstract   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Desorption of non-metal impurities from Pb and Pb-Li alloy

    KONDO, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Tanaka, Teruya, Nozawa, Takashi, Yokomine, Takehiko

    Desorption of non-metal impurities from Pb and Pb-Li alloy   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Desorption of non-metal impurities from Pb and Pb-Li alloy

    KONDO, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Tanaka, Teruya, Nozawa, Takashi, Yokomine, Takehiko

    Desorption of non-metal impurities from Pb and Pb-Li alloy   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Design study on double layer type interface structure for heat exchanger of Fusion DEMO blanket

    Kondo, Masatoshi, Tanaka, Teruya, Hishinuma, Yoshimitsu, Suzuki, Narumi, Kawamata, Yosuke, Chikaraishi, H., Muroga, Takeo, Sagara, Akio

    Book of Abstracts   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 液体ブランケットの熱交換器界面構造改善に関する研究 査読

    川俣陽平, 中嶋結, 鈴木成実, 近藤正聡, 田中照也, 菱沼良光, 力石浩孝, 室賀健夫, 相良明男

    日本原子力学会 2015 年 春の年会 学生セッション 予稿集   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 電気化学インピーダンス法を用いた機能性被覆の定常診断法 査読

    鈴木成実, 近藤正聡, 田中照也

    日本原子力学会 2015 年 春の年会 学生セッション 予稿集   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 高温酸化による機能性被覆形成挙動の解明と電気特性評価 査読

    鈴木成実, 近藤正聡, 田中照也

    高温酸化による機能性被覆形成挙動の解明と電気特性評価   2015年

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  • 核融合原型炉のメンテナンス施設の設計検討 査読

    辻光世, 近藤正聡, 染谷洋二

    核融合原型炉のメンテナンス施設の設計検討   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • リチウム合金環境中における低放射化フェライト鋼の共存性に関する評価 査読

    石井政臣, 近藤正聡, 室賀健夫

    日本原子力学会 2015 年 春の年会 学生セッション 予稿集   2015年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 原子力・量子・核融合事典 第1分冊5.4.3「冷却材との両立」

    近藤正聡

    2014年10月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：丸善出版株式会社  

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  • Electrochemical impedance spectroscopy on in-situ analysis of oxide layer formation in liquid metal 査読

    M. Kondo, N. Suzuki, Y. Nakajima, T. Tanaka, T. Muroga

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   89 ( 7-8 )   1201 - 1208   2014年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2014.04.048

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  • Waste management scenario in the hot cell and waste storage for DEMO 査読

    Youji Someya, Kenji Tobita, Satoshi Yanagihara, Masatoshi Kondo, Hiroyasu Utoh, Nobuyuki Asakura, Kazuo Hoshino, Makoto Nakamura, Yoshiteru Sakamoto

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   89 ( 9-10 )   2033 - 2037   2014年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2014.04.059

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  • In-situ impedance measurement of corrosion interface in liquid metals, Fusion Engineering and Design

    Masatoshi Kondo, Narumi Suzuki, Yuu Nakajima, Teruya Tanaka, Takeo Muroga

    Fusion Engineering and Design   Vol. 89   1201 - 1208   2014年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Elsevier  

    Some test materials (i.e. Fe, Cr, Y and JLF-1 steel) were immersed to liquid metal lead (Pb) mainly at 773 K
    as the working electrode of electrochemical impedance spectroscopy (EIS). Some oxide layers formed on
    the electrodes in liquid Pb were analyzed by EIS. The impedance response was summarized as semicircular
    Nyquist plot, and the electrical properties and the thickness of the oxide layers were evaluated in non-destructive manner. Large impedance due to the formation of Y oxide formed in liquid Pb was detected by
    EIS, though impedance of Fe oxide and Cr oxide could not be detected due to their small electro resistance.
    The time constant of the oxide layers was evaluated from the impedance information, and this value
    identified the types of oxides. The change of the time constant with the immersion time indicated the
    change of the electrical properties determined by the chemical composition and the crystal structure. The
    thickness of the oxide layer estimated by EIS agreed well with that evaluated by metallurgical analysis.
    The growth of Y oxide layer in the liquid Pb was successfully detected by EIS in non-destructive manner.

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2014.04.048

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  • Accelerated corrosion of reduced activation ferritic martensitic steel in non-isothermal Pb-17Li system

    Kondo, Masatoshi, Ishii, Masaomi, Muroga, Takeo

    Accelerated corrosion of reduced activation ferritic martensitic steel in non-isothermal Pb-17Li system   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Application of electrochemical impedance spectroscopy to in-situ corrosion monitoring of ceramic coatings in liquid breeder blanket

    Kondo, Masatoshi, Suzuki, Narumi, Nakajima, Yuu, Akiyama, Yuya, Tanaka, Teruya, Hishinuma, Yoshimitsu, Muroga, Takeo, Sagara, Akio

    Book of Abstracts, Numat 2014   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Elsevier  

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  • Corrosion of steels in molten tin (Sn) and tin lithium alloy (Sn-Li)

    Kondo, Masatoshi, Ishii, Masaomi, Muroga, Takeo

    Book of Abstracts, 28th Symposium on Fusion Technology   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion of RAFM steel JLF-1 in flowing Pb-Li alloy with and without temperature gradient

    KONDO, Masatoshi, Masaomi, ISHI, MUROGA, Takeo

    Book of Abstracts, Numat 2014   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Accelerated corrosion of reduced activation ferritic martensitic steel in non-isothermal Pb-17Li system

    Kondo, Masatoshi, Ishii, Masaomi, Muroga, Takeo

    Accelerated corrosion of reduced activation ferritic martensitic steel in non-isothermal Pb-17Li system   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Accelerated corrosion of reduced activation ferritic martensitic steel in non-isothermal Pb-17Li system

    Kondo, Masatoshi, Ishii, Masaomi, Muroga, Takeo

    Accelerated corrosion of reduced activation ferritic martensitic steel in non-isothermal Pb-17Li system   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Application of electrochemical impedance spectroscopy to in-situ corrosion monitoring of ceramic coatings in liquid breeder blanket

    Kondo, Masatoshi, Suzuki, Narumi, Nakajima, Yuu, Akiyama, Yuya, Tanaka, Teruya, Hishinuma, Yoshimitsu, Muroga, Takeo, Sagara, Akio

    Book of Abstracts, Numat 2014   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion of RAFM steel JLF-1 in flowing Pb-Li alloy with and without temperature gradient

    KONDO, Masatoshi, Masaomi, ISHI, MUROGA, Takeo

    Book of Abstracts, Numat 2014   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Fabrication of lithium lead alloy and impurity control by temperature-programmed desorption

    Kondo, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Tanaka, Teruya, Nozawa, Takashi, Yokomine, Takehiko

    Fabrication of lithium lead alloy and impurity control by temperature-programmed desorption   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Formation of functional layer structure by pre-oxidation process and in-situ evaluation of layer structure by EIS analysis

    SUZUKI, Narumi, KONDO, Masatoshi, TANAKA, Teruya

    Formation of functional layer structure by pre-oxidation process and in-situ evaluation of layer structure by EIS analysis   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Formation of functional layer structure by pre-oxidation process and in-situ evaluation of layer structure by EIS analysis

    SUZUKI, Narumi, KONDO, Masatoshi, TANAKA, Teruya

    Formation of functional layer structure by pre-oxidation process and in-situ evaluation of layer structure by EIS analysis   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Fabrication of lithium lead alloy and impurity control by temperature‐programmed desorption

    Kondo, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Tanaka, Teruya, Nozawa, Takashi, Yokomine, Takehiko

    Fabrication of lithium lead alloy and impurity control by temperature‐programmed desorption   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Formation of functional layer structure by pre-oxidation process and in-situ evaluation of layer structure by EIS analysis

    SUZUKI, Narumi, KONDO, Masatoshi, TANAKA, Teruya

    Formation of functional layer structure by pre-oxidation process and in-situ evaluation of layer structure by EIS analysis   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Fabrication of lithium lead alloy and impurity control by temperature‐programmed desorption

    Kondo, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Tanaka, Teruya, Nozawa, Takashi, Yokomine, Takehiko

    Fabrication of lithium lead alloy and impurity control by temperature‐programmed desorption   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion of steels in molten tin (Sn) and tin lithium alloy (Sn-Li)

    Kondo, Masatoshi, Ishii, Masaomi, Muroga, Takeo

    Book of Abstracts, 28th Symposium on Fusion Technology   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion of RAFM steel JLF-1 in flowing Pb-Li alloy with and without temperature gradient

    KONDO, Masatoshi, Masaomi, ISHI, MUROGA, Takeo

    Book of Abstracts, Numat 2014   2014年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion behavior of 9Cr-ODS steel in stagnant liquid lithium and lead-lithium at 873 K 査読

    Yanfen Li, Hiroaki Abe, Takuya Nagasaka, Takeo Muroga, Masatoshi Kondo

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   443 ( 1-3 )   200 - 206   2013年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2013.07.026

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  • Boiling points of liquid breeders for fusion blankets 査読

    Masatoshi Kondo, Yuu Nakajima

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   88 ( 9-10 )   2556 - 2559   2013年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2013.05.049

    Web of Science

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  • Heat-pulse flow meter for liquid breeders

    Kondo, Masatoshi, Shibano, Kyohei

    Plasma and Fusion Research and Nuclear Fusion Research   8   1 - 6   2013年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：The Japan Society of Plasma Science  

    Liquid metals Li, Pb-17Li and Sn-20Li are candidate liquid breeders in fusion reactors. The development of
    a flowmeter that can be applied to high-temperature liquid metals is an important issue. A heat-pulse flowmeter
    is proposed in the present study. Its basic performance was investigated by means of a loop experiment with Pb-17Li and a numerical simulation. The temperature distribution in flowing Pb-17Li was obtained by local transient
    heating of the outer surface of a loop tube. The temperature distribution gradually changed and resembled the
    movement of a hot spot, which had a higher temperature than its surroundings. This hot spot moved along
    the flow and passed through the tips of the thermocouples. The change in temperature distribution with the
    movement of the hot spot was monitored by three thermocouples exposed to the Pb-17Li flow. The results of
    the loop experiments were numerically simulated by assuming a certain flow rate, and the temperature profile
    obtained in the loop experiment was in agreement with the simulation results. The time taken by the hot spot to
    pass through the tips of the thermocouples was measured and simulated, and the correlation between this time
    and the average flow velocity was evaluated. The results indicated the average flow velocity can be obtained
    using the heat-pulse flowmeter proposed in this study.

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  • Study on fabrication method of lithium alloys and impurity control

    Kondo, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Suzuki, Narumi

    Book of Abstracts, APFA2013   2013年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study on fabrication method of lithium alloys and impurity control

    Kondo, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Suzuki, Narumi

    Book of Abstracts, APFA2013   2013年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study on fabrication method of lithium alloys and impurity control

    Kondo, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Suzuki, Narumi

    Book of Abstracts, APFA2013   2013年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Activities in CRINES for Generation IV International Forum, Lead-cooled Fast Reactor

    TAKAHASHI, Minoru, OBARA, Toru, MINATO, Akio, UCHIDA, Shoji, KIKUCHI, Kenji, KONDO, Masatoshi, NAGATA, Akito

    Abstracts of The forth International Symposiuim on Innovative Nuclear Energy Systems (INES-4)   11 - 3   2013年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effect of isotope enrichment on tritium breeding and suppression of polonium formation in lithium lead blanket

    KONDO, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Norimatsu, Takayoshi

    Book of Abstracts, APFA2013   2013年

    　詳細を見る

    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Activities in CRINES for Generation IV International Forum, Lead-cooled Fast Reactor

    TAKAHASHI, Minoru, OBARA, Toru, MINATO, Akio, UCHIDA, Shoji, KIKUCHI, Kenji, KONDO, Masatoshi, NAGATA, Akito

    Abstracts of The forth International Symposiuim on Innovative Nuclear Energy Systems (INES-4)   2013年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effect of isotope enrichment on tritium breeding and suppression of polonium formation in lithium lead blanket

    KONDO, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Norimatsu, Takayoshi

    Book of Abstracts, APFA2013   2013年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Electrochemical impedance measurement of oxide film with liquid metal electrode of lead lithium alloy

    Kondo, Masatoshi, Akiyama, Yuya, Tanaka, Teruya, Suzuki, Narumi, Nakajima, Yuu

    Book of Abstracts, APFA2013   2013年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Electrochemical impedance measurement of oxide film with liquid metal electrode of lead lithium alloy

    Kondo, Masatoshi, Akiyama, Yuya, Tanaka, Teruya, Suzuki, Narumi, Nakajima, Yuu

    Book of Abstracts, APFA2013   2013年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effect of isotope enrichment on tritium breeding and suppression of polonium formation in lithium lead blanket

    KONDO, Masatoshi, Nakajima, Yuu, Norimatsu, Takayoshi

    Book of Abstracts, APFA2013   2013年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion characteristics of RAFM steels and unalloyed metals in static Pb-17Li 査読

    Takeo Muroga, Masatoshi Kondo

    Plasma and Fusion Research   8 ( 2 )   2013年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.8.3405053

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  • Heat-Pulse Flowmeter for a Liquid Breeder Blanket

    KONDO Masatoshi, SHIBANO Kyohei, TANAKA Teruya, MUROGA Takeo

    Plasma and Fusion Research   8   2405086 - 2405086   2013年

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    記述言語：英語   出版者・発行元：The Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research  

    Liquid metals Li, Pb-17Li and Sn-20Li are candidate liquid breeders in fusion reactors. The development of a flowmeter that can be applied to high-temperature liquid metals is an important issue. A heat-pulse flowmeter is proposed in the present study. Its basic performance was investigated by means of a loop experiment with Pb-17Li and a numerical simulation. The temperature distribution in flowing Pb-17Li was obtained by local transient heating of the outer surface of a loop tube. The temperature distribution gradually changed and resembled the movement of a hot spot, which had a higher temperature than its surroundings. This hot spot moved along the flow and passed through the tips of the thermocouples. The change in temperature distribution with the movement of the hot spot was monitored by three thermocouples exposed to the Pb-17Li flow. The results of the loop experiments were numerically simulated by assuming a certain flow rate, and the temperature profile obtained in the loop experiment was in agreement with the simulation results. The time taken by the hot spot to pass through the tips of the thermocouples was measured and simulated, and the correlation between this time and the average flow velocity was evaluated. The results indicated the average flow velocity can be obtained using the heat-pulse flowmeter proposed in this study.

    DOI： 10.1585/pfr.8.2405086

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  • Hydrogen transport through interface between gas bubbling and liquid breeders 査読

    Masatoshi Kondo, Tomoko Oshima, Masahiro Tanaka, Takeo Muroga, Akio Sagara

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   87 ( 10 )   1788 - 1793   2012年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2012.02.097

    Web of Science

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  • Compatibility of reduced activation ferritic martensitic steel JLF-1 with liquid metals Li and Pb-17Li 査読

    Masatoshi Kondo, Minoru Takahashi, Teruya Tanaka, Valentyn Tsisar, Takeo Muroga

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   87 ( 10 )   1777 - 1787   2012年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2011.12.013

    Web of Science

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  • Morphological and compositional features of corrosion behavior of SUS410-SUS410, SUS316-SUS316 and SUS410-SUS316 TIG welded joints in Li 査読

    Valentyn Tsisar, Masatoshi Kondo, Takeo Muroga, Takuya Nagasaka, Izuru Matushita

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   87 ( 4 )   363 - 368   2012年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2012.03.014

    Web of Science

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  • Fabrication of the hydrogen recovery unit in the molten salt loop orosh2I-1 and preliminary evaluation for hydrogen transfer 査読

    Takuya Nagasaka, Teruya Tanaka, Akio Sagara, Teruo Muroga, Masatoshi Kondo, Takashi Watanabe, Satoshi Fukada, Hiroshi Yukawa, Tomonori Nambu, Tomohito Iikubo

    Plasma and Fusion Research   7 ( 1 )   2012年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.7.2405141

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  • Electroplating of erbium on steel surface in ErCl3 Doped LiCl-KCl 査読

    Masatoshi Kondo, Teruya Tanaka, Takeo Muroga, Hiroyuki Tsujimura, Yasuhiko Ito

    Plasma and Fusion Research   7 ( 1 )   2012年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.7.2405069

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  • Nitriding of 316 stainless steel in molten fluoride salt by an electrochemical technique 査読

    Takashi Watanabe, Masatoshi Kondo, Akio Sagara

    ELECTROCHIMICA ACTA   58   681 - 690   2011年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.electacta.2011.10.014

    Web of Science

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  • Effect of nitrogen on the corrosion behavior of RAFM JLF-1 steel in lithium 査読

    Valentyn Tsisar, Masatoshi Kondo, Qi Xu, Takeo Muroga, Takuya Nagasaka, Olga Yeliseyeva

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   417 ( 1-3 )   1205 - 1209   2011年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2010.12.280

    Web of Science

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  • Mass transfer of RAFM steel in Li by simple immersion, impeller induced flow and thermal convection 査読

    Masatoshi Kondo, Takeo Muroga, Takuya Nagasaka, Qi Xu, Valentyn Tsisar, Tomoko Oshima

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   417 ( 1-3 )   1200 - 1204   2011年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2011.01.096

    Web of Science

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  • Compatibility of dip-coated Er2O3 coating by MOD method with liquid Li 査読

    Dongxun Zhang, Masatoshi Kondo, Teruya Tanaka, Takeb Muroga, Tsisar Valentyn

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   86 ( 9-11 )   2508 - 2511   2011年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2011.03.036

    Web of Science

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  • Flow accelerated corrosion and erosion-corrosion of RAFM steel in liquid breeders 査読

    Masatoshi Kondo, Takeo Muroga, Akio Sagara, Tsisar Valentyn, Akihiro Suzuki, Takayuki Terai, Minoru Takahashi, Naoki Fujii, Yukihiro Yokoyama, Hiroshi Miyamoto, Eiji Nakamura

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   86 ( 9-11 )   2500 - 2503   2011年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2011.01.108

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  • Corrosion resistance of ceramics SiC and Si3N4 in flowing lead-bismuth eutectic 査読

    Minoru Takahashi, Masatoshi Kondo

    PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY   53 ( 7 )   1061 - 1065   2011年9月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.pnucene.2011.04.023

    Web of Science

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  • INFLUENCE OF EXPOSURE TO PB-LI ON MICROSTRUCTURE AND MECHANICAL PROPERTIES OF 9CR-ODS AND CLAM STEELS 査読

    Y. F. Li, M. Kondo, T. Nagasaka, T. Muroga, V. Tsisar

    FUSION SCIENCE AND TECHNOLOGY   60 ( 1 )   359 - 363   2011年7月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Structural and compositional transformations in the near-surface layers of Fe-Cr based steels exposed to lithium - Effect of alloying and corrosion-assisted substructure coarsening 査読

    Valentyn Tsisar, Masatoshi Kondo, Takeo Muroga, Takuya Nagasaka, Olga Yeliseyeva

    CORROSION SCIENCE   53 ( 1 )   441 - 447   2011年1月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.corsci.2010.09.055

    Web of Science

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  • 日本原子力学会誌日本原子力学会誌 40, 878, 1998

    Masatoshi KONDO

    プラズマ・核融合学会誌   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Mechanical properties of V-4Cr-4Ti after exposure in static lithium at 650° C

    Zheng, Pengfei, Nagasaka, Takuya, Muroga, Takeo, Kondo, Masatoshi, Chen, Jiming

    Plasma and Fusion Research   6   2405121 - 2405121   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：The Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research  

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  • Mechanical properties of V-4Cr-4Ti after exposure in static lithium at 650°C

    Zheng, P., Nagasaka, T., Muroga, T., Kondo, M., Chen, J.

    Plasma and Fusion Research   6 ( 1 SPECIAL ISSUE )   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1585/pfr.6.2405121

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  • 工業レアメタル工業レアメタル, 2007

    Masatoshi KONDO

    プラズマ・核融合学会誌   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • エコインダストリエコインダストリ 10, 25, 2005

    Masatoshi KONDO

    プラズマ・核融合学会誌   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • エネルギー 資源エネルギー 資源 23, 125, 2002

    Masatoshi KONDO

    プラズマ・核融合学会誌   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 鉱物資源の現状鉱物資源の現状 185, 1989

    Masatoshi KONDO

    プラズマ・核融合学会誌   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 化学工業化学工業 50, 366, 1999

    Masatoshi KONDO

    プラズマ・核融合学会誌   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Incretin enhancer: sitagliptin

    Kondo, Manabu, Tanizawa, Yukio

    Nihon rinsho. Japanese journal of clinical medicine   69 ( 5 )   859 - 863   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Mechanical properties of V-4Cr-4Ti after exposure in static lithium at 650° C

    Zheng, Pengfei, Nagasaka, Takuya, Muroga, Takeo, Kondo, Masatoshi, Chen, Jiming

    Plasma and Fusion Research   6   2405121 - 2405121   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Mechanical properties of V-4Cr-4Ti after exposure in static lithium at 650° C

    Zheng, Pengfei, Nagasaka, Takuya, Muroga, Takeo, Kondo, Masatoshi, Chen, Jiming

    Plasma and Fusion Research   6   2405121 - 2405121   2011年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Nitriding Treatment of Reduced Activation Ferritic Steel as Functional Layer for Liquid Breeder Blanket

    KONDO Masatoshi, WATANABE Takashi, TANAKA Teruya, ZHANG Dongxun, SAGARA Akio

    Plasma and Fusion Research   6   2405117 - 2405117   2011年

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    記述言語：英語   出版者・発行元：The Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research  

    The development of functional layers such as a tritium permeation barrier and an anti-corrosion layer is the essential technology for the development of a molten salt type self cooled fusion blanket. In the present study, the characteristics of a nitriding treatment on a reduced activation ferritic steel, JLF-1 (Fe-9Cr-2W-0.1C) as the functional layer were investigated. The steel surface was nitrided by an ion nitriding treatment or a radical nitriding treatment. The nitridation characteristic of the steel surface was made clear based on the thermodynamic stability. The thermal diffusivity, the hydrogen permeability and the chemical stability in the molten salt Flinak were investigated. The results indicated that the nitriding treatment can improve the compatibility in the Flinak without the decrease of the thermal diffusivity, though there was little improvement as the hydrogen permeation barrier.

    DOI： 10.1585/pfr.6.2405117

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  • Corrosion Characteristics of Hydrogen Permeation Materials in Molten Salt Flinak

    NAGASAKA Takuya, KONDO Masatoshi, SAGARA Akio, MUROGA Takeo

    Plasma and Fusion Research   6   1405146 - 1405146   2011年

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    記述言語：英語   出版者・発行元：The Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research  

    Corrosion characteristics of hydrogen-permeation materials (e.g., Pd-Ag, pure V, Nb, and Ta) are examined in molten salt Flinak, in order to develop a hydrogen-recovery section for a Flinak forced convection loop "Operational Recovery of Separated Hydrogen and Heat Inquiry -1 (Orosh2 i-1)." It is determined that their corrosion rate is not significant at 873 K under static conditions, compared with that of JLF-1 ferritic steel. However, pure V indicates a relatively high weight gain, likely due to O absorption. Dissolution of highly radioactive elements (e.g., Ag and Nb) is also indicated. The corrosion mechanisms and characteristics of the constituent elements are analyzed.

    DOI： 10.1585/pfr.6.1405146

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  • Hydrogen transport in molten salt Flinak measured by solid electrolyte sensors with Pd electrode 査読

    T. Ohshima, M. Kondo, M. Tanaka, T. Muroga, A. Sagara

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   85 ( 10-12 )   1841 - 1846   2010年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2010.06.008

    Web of Science

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  • Development of anti-corrosion coating on low activation materials against fluoridation and oxidation in Flibe blanket environment 査読

    Takuya Nagasaka, Masatoshi Kondo, Takeo Muroga, Akio Sagara, Osamu Motojima, Tatsuya Tsutsumi, Tatsuya Oishi

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   85 ( 7-9 )   1261 - 1265   2010年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2010.03.012

    Web of Science

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  • Corrosion of reduced activation ferritic martensitic steel JLF-1 in purified Flinak at static and flowing conditions 査読

    Masatoshi Kondo, Takuya Nagasaka, Valentyn Tsisar, Akio Sagara, Takeo Muroga, Takashi Watanabe, Tomoko Oshima, Yukihiro Yokoyama, Hiroshi Miyamoto, Eiji Nakamura, Naoki Fujii

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   85 ( 7-9 )   1430 - 1436   2010年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2010.03.064

    Web of Science

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  • Corrosion Experiments of the Candidate Materials for Liquid Lithium Lead Blanket of Fusion Reactor

    Qunying HUANG, Sheng GAO, ZhiqiangZHU, Zhihui GUO, Xinzhen LING, ZilinYAN, Masatoshi KONDO, Valentyn TSISAR, Takeo MUROGA, Yican WU

    Advances in Science and Technology   Vol. 73   2010年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Liquid lithium lead (LiPb) eutectic is considered as one of the promising candidates of tritium
    breeder materials for fusion reactors. Series experiments on compatibility of LiPb with candidate
    structural materials such as CLAM steel and SiC
    f
    /SiC composites have been done in DRAGON
    serious experimental devices in FDS team such as DRAGON-RTand stirred pot device in NIFS at
    500
    o
    C and 600
    o
    C, respectively. The weight loss of CLAM specimens exposed in flowing LiPb with
    the velocity of 0.17m/s increased with temperature, and the morphology and composition of the
    corroded surfaces were done by SEM observation and EDX analysis. The coating specimens
    including Al
    2O3
    and FeAl/Al
    2O3
    coatings prepared on the CLAM specimens were also exposed in the
    DRAGON-RT device, the results revealed that there was no obvious thinning observed on the outer
    surface of the protective coating. Preliminary analysis of SiC
    f
    /SiC composites specimens indicated
    that the mullite coating with plasma spray method on the SiC
    f
    /SiC composites specimen corroded in
    the high temperature LiPb, but no obvious corrosionattack was observed on the specimen surface,
    while the matrix and fiber of reaction-sintered composites showed slightly corrosion attack after
    exposure in static LiPb at 800°C for 200 hrs. Further corrosion experiment will be carried out in the
    near future.

    DOI： 10.4028/www.scientific.net/AST.73.41

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  • Erosion-corrosion of RAFM JLF-1 steel in lithium flow induced by impeller

    Masatoshi KONDO, Valentyn TSISAR, Takeo MUROGA, Takuya NAGASAKA, Olga YELISEYEVA

    J. Plasma Fusion Res. Series   Vol. 9   294 - 294   2010年8月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    The purpose of the present study is to investigate erosion-corrosion characteristics of reduced activation ferritic martensitic steel, JLF-1 (Fe-9Cr-2W) in flowing Li. The erosion-corrosion characteristics were investigated by means of corrosion tests with rectangular plate type specimen of JLF-1 in Li stirring pot, where the Li flow was induced by impeller in the pot. The test temperature was 500ÛC and 600ÛC, and there was no temperature difference in the Li stirring pot. The erosion-corrosion characteristics were evaluated by the weight loss measurement of the specimens and metallurgical analysis for the corroded surface. The results were compared with those obtained from the tests at static condition to feature the effect of Li flow on the corrosion. The weight loss of the specimens tested in Li flow was larger than that tested in the static tests. The corroded surface showed the local corrosion along lath boundary and grain boundary of JLF-1 as the same as that after the test at static condition. There were defects which were not observed in the specimen tested at the static condition. The defects were the trace of the erosion-corrosion. The corrosion attack to the boundaries made weak bonding between the subgrains, and the subgrains were peeled from the surface by the Li flow.

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  • Corrosion characteristic of AlN, Y2O3, Er2O3 and Al2O3 in Flinak for molten salt blanket system

    Watanabe, Takashi, Kondo, Masatoshi a, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio

    Plasma and Fusion Research   Vol. 9   2010年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    For liquid breeder blanket system using molten salts, tritium barrier, anti-corrosion barrier, tritium recovery
    system and heat exchanger make important roles. Especially in the heat exchanger, the tritium permeation
    from primary coolant loop to secondary coolant loop mustbe inhibited by the tritium barrier for safety. To
    develop it, it is essential to optimize chemical stability of the barrier material against molten salts. In the
    present study, the corrosion on bulk specimens of AlN, Y2O3Er2O3and Al2O3in Flinak was investigated. The
    static corrosion tests were performed for 230 and 1010 hours using these specimens with high purity Flinak at
    600C in Ar atmosphere. Weight measurement and surface analysis of the specimens were carried out before
    and after the corrosion test. Chemical analysis of the Flinak also did before and after the corrosion test. AlN
    showed corrosion resistance, even though the surface was slightly oxidized and corroded. Er2O3, Y2O3and
    Al2O3dissolved into Flinak. In Er2O3corrosion, Zr in the matrix as an impurity might affect on the corrosion.
    The Y2O3 corrosion was small. The weight loss due to the corrosion was affected by the breaking of the
    specimens with porous structure. And the Al2O3corrosion was large. The surface structure changed to rough
    surface. These corrosion behaviors agreed withprediction based on thermodynamic evaluation.

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  • Phase-structural transformations in the RAF/M, F/M and model F/ODS steels exposed to lithium-corrosion induced coarsening of substructure and effect of alloying elements

    TSISAR, Valentyn, KONDO, Masatoshi, MUROGA, Takeo, NAGASAKA, Takuya, YELISEYEVA, Olga

    Corrosion Science   53   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion characteristic of AlN, Y ${$sub 2$}$ O ${$sub 3$}$, Er ${$sub 2$}$ O ${$sub 3$}$ and Al ${$sub 2$}$ O ${$sub 3$}$ in Flinak for molten salt blanket system

    Watanabe, Takashi, Kondo, Masatoshi a, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio

    Journal of Plasma and Fusion Research SERIES   9   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Compatibility of materials with liquid metal Pb-17Li. Compatibility of reduced activation ferritic/martensitic steel in Pb-17Li

    Takahashi, Minoru, Kondo, Masatoshi

    Purazuma, Kaku Yugo Gakkai-Shi   86 ( 7 )   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effort on lithium compatibility study toward happy ending

    Kondo, Masatoshi, Tsisar, Valentyn, Terai, Takayuki, Suzuki, Akihiro

    2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effort on lithium compatibility study toward happy ending

    Kondo, Masatoshi, Tsisar, Valentyn, Terai, Takayuki, Suzuki, Akihiro

    2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Compatibility of materials with liquid metal Pb-17Li. Compatibility of reduced activation ferritic/martensitic steel in Pb-17Li

    Takahashi, Minoru, Kondo, Masatoshi

    Purazuma, Kaku Yugo Gakkai-Shi   86 ( 7 )   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 伝熱工学資料伝熱工学資料, 1991

    Masatoshi KONDO

    プラズマ・核融合学会誌   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Technology for compatibility study for fusion blanket system

    Kondo, Masatoshi, Tsisar, Valentyn, Hirose, Takanori, Seki, Yohji

    Purazuma, Kaku Yugo Gakkai-Shi   86   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Wolfram syndrome 1 gene (wfs1) product localizes to insulin granule in mouse pancreatic beta cells: OP3-1

    Hatanaka, M., Tababe, K., Ohta, Y., Yanai, A., Akiyama, M., Kondo, M., Shinoda, K., Oka, Y., Tanizawa, Y.

    Journal Of Diabetes Investigation   1   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Manuscript submission and review system will be unavailable due to a scheduled maintenance from 8: 00AM to 12: 00PM February 2, 2020 (JST).

    Energy, Inertial Fusion

    Plasma and Fusion Research   5   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Oxidation in molten fluoride salt

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio, Suzuki, Akihiro, Terai, Takayuki

    Purazuma, Kaku Yugo Gakkai-Shi   86   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Phase-structural transformations in the RAF/M, F/M and model F/ODS steels exposed to lithium-corrosion induced coarsening of substructure and effect of alloying elements

    TSISAR, Valentyn, KONDO, Masatoshi, MUROGA, Takeo, NAGASAKA, Takuya, YELISEYEVA, Olga

    Corrosion Science   53   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Oxidation in molten fluoride salt

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio, Suzuki, Akihiro, Terai, Takayuki

    2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effort on lithium compatibility study toward happy ending

    Kondo, Masatoshi, Tsisar, Valentyn, Terai, Takayuki, Suzuki, Akihiro

    Purazuma, Kaku Yugo Gakkai-Shi   86   2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Oxidation in molten fluoride salt

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio, Suzuki, Akihiro, Terai, Takayuki

    2010年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Consideration of Alumina Coating Fabricated by Sol-Gel Method for PbLi Flow 査読

    Yoshitaka Ueki, Tomoaki Kunugi, Masatoshi Kondo, Akio Sagara, Neil B. Morley, Mohamed A. Abdou

    Green Energy and Technology   44   373 - 379   2010年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1007/978-4-431-99779-5_61

    Scopus

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  • Study of Pd Membrane Electrode in Solid Electrolyte Hydrogen (Isotopes) Sensor for Application to Liquid Blankets

    OHSHIMA Tomoko, KONDO Masatoshi, TANAKA Masahiro, MUROGA Takeo

    Plasma and Fusion Research   5   S1034 - S1034   2010年

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    記述言語：英語   出版者・発行元：社団法人 プラズマ・核融合学会  

    On-line measurement of hydrogen isotopes in corrosive environments is essential for the development of liquid blanket systems for fusion reactors. In the present study, a Pd membrane electrode for a solid electrolyte hydrogen sensor was developed. An electrode fabricated on the sensor surface was metallurgically analyzed and was found to be a compact layer with much lower porosity than conventional Pt electrodes. This compact electrode can serve as a protective layer against corrosion of the sensor material during measurement. The response and stability of the sensor with the Pd membrane electrode was investigated in an Ar-hydrogen gas mixture environment. The electromotive force of the sensor with the Pd compact electrode agreed with a theoretical calculation, assuming the same three-phase boundary as in the sensor with a porous Pt electrode.

    DOI： 10.1585/pfr.5.S1034

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  • Effect of chemical potential of carbon on phase transformation and corrosion of JLF-1 steel in a static lithium 査読

    Qi Xu, Masatoshi Kondo, Takuya Nagasaka, Takeo Muroga, Olga Yeliseyeva

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   394 ( 1 )   20 - 25   2009年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2009.08.005

    Web of Science

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  • CHARACTERIZATION OF LIQUID LITHIUM BLANKET WITH RAFM AND V-ALLOY FOR TBM AND DEMO 査読

    T. Muroga, T. Tanaka, M. Kondo, T. Nagasaka, Q. Xu

    FUSION SCIENCE AND TECHNOLOGY   56 ( 2 )   897 - 901   2009年8月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Web of Science

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  • HIGH PERFORMANCE CORROSION RESISTANCE OF NICKEL-BASED ALLOYS IN MOLTEN SALT FLIBE 査読

    Masatoshi Kondo, Takuya Nagasaka, Takeo Muroga, Akio Sagara, Nobuaki Noda, Qi Xu, Daisuke Ninomiya, Nagura Masaru, Akihiro Suzuki, Takayuki Terai

    FUSION SCIENCE AND TECHNOLOGY   56 ( 1 )   190 - 194   2009年7月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    Web of Science

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  • Corrosion characteristics of reduced activation ferritic steel, JLF-1 (8.92Cr-2W) in molten salts Flibe and Flinak 査読

    Masatoshi Kondo, Takuya Nagasaka, Qi Xu, Takeo Muroga, Akio Sagara, Nobuaki Noda, Daisuke Ninomiya, Masaru Nagura, Akihiro Suzuki, Takayuki Terai, Naoki Fujii

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   84 ( 7-11 )   1081 - 1085   2009年6月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2009.02.046

    Web of Science

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  • Fluoridation and oxidation characteristics of JLF-1 and NIFS-HEAT-2 low-activation structural materials 査読

    Takuya Nagasaka, Masatoshi Kondo, Takeo Muroga, Nobuaki Noda, Akio Sagara, Osamu Motojima, Akihiro Suzuki, Takayuki Terai

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   386-88   716 - 719   2009年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2008.12.296

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  • Metallurgical study on corrosion of austenitic steels in molten salt LiF-BeF2 (Flibe) 査読

    Masatoshi Kondo, Takuya Nagasaka, Akio Sagara, Nobuaki Noda, Takeo Muroga, Qi Xu, Masaru Nagura, Akihiro Suzuki, Takayuki Terai

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   386-88   685 - 688   2009年4月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2008.12.317

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  • Design Integration of the LHD-type Energy Reactor FFHR2 towards Demo

    Sagara, A., Imagawa, S., Kozaki, Y., Mitarai, O., Tanaka, T., Watanabe, T., Yanagi, N., Goto, T., Tamura, H., Takahata, K.

    2009年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Consideration of alumina coating fabricated by sol-gel method as MHD coating against PbLi

    Ueki, Y., Kunugi, T., Kondo, M., Sagara, A., Morley, NB, Abdou, MA

    2009年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Design Integration of the LHD-type Energy Reactor FFHR2 towards Demo

    Sagara, A., Imagawa, S., Kozaki, Y., Mitarai, O., Tanaka, T., Watanabe, T., Yanagi, N., Goto, T., Tamura, H., Takahata, K.

    2009年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Consideration of Alumina Coating Fabricated by Sol-gel Method as MHD Coating against PbLi

    Ueki, Y., Kunugi, T., Kondo, M., Sagara, A., Morley, NB, Abdou, MA

    2009年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Consideration of Alumina Coating Fabricated by Sol-gel Method as MHD Coating against PbLi

    Ueki, Y., Kunugi, T., Kondo, M., Sagara, A., Morley, NB, Abdou, MA

    2009年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Sc-doped CaZrO3 hydrogen sensor for liquid blanket system 査読

    Masatoshi Kondo, Takeo Muroga, Koji Katahira, Tomoko Oshima

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   83 ( 7-9 )   1277 - 1281   2008年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2008.07.025

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  • Corrosion characteristics of low activation ferritic steel, JLF-1, in liquid lithium in static and thermal convection conditions 査読

    Qi Xu, Masatoshi Kondo, Takuya Nagasaka, Takeo Muroga, Masaru Nagura, Akihiro Suzuki

    FUSION ENGINEERING AND DESIGN   83 ( 10-12 )   1477 - 1483   2008年12月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.fusengdes.2008.05.034

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  • 液体金属・溶融塩システムの水素モニターへの陽子導体の適用

    Masatoshi KONDO

    Journal of Power and Energy Systems (Web)   2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Compatibility of reduced activation ferritic/martensitic steels with liquid breeders

    Muroga, Takeo, Nagasaka, Takuya, Kondo, Masatoshi, Sagara, Akio, Noda, N., Suzuki, A., Terai, T.

    Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference   2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Compatibility of reduced activation ferritic/martensitic steels with liquid breeders

    Muroga, Takeo, Nagasaka, Takuya, Kondo, Masatoshi, Sagara, Akio, Noda, N., Suzuki, A., Terai, T.

    Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference   2008年

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  • Compatibility of reduced activation ferritic/martensitic steels with liquid breeders

    Muroga, T., Nagasaka, T., Kondo, M., Sagara, A., Noda, N., Suzuki, A., Terai, T.

    2008年

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  • Progress in flibe corrosion study toward material research loop and advanced liquid breeder blanket

    Nagasaka, Takuya, Kondo, Masatoshi, Muroga, Takeo, Noda, N., Sagara, Akio, Motojima, Osamu, Suzuki, A., Terai, T.

    IAEA FEC Proceedings   2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Compatibility of Reduced Activation Ferritic/Martensitic Steels with Liquid Breeders

    Nagasaka, T., Kondo, M., Sagara, A., Noda, N., Suzuki, A.

    Research Report NIFS-Series   2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 液体金属・溶融塩システムの水素モニターへの陽子導体の適用

    KONDO, Masatoshi, MUROGA, Takeo, KATAHIRA, Koji, OSHIMA, Tomoko

    J Power Energy Syst (Web)   2 ( 2 )   2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study of corrosion for development of fusion reactor liquid blanket (3). Evaluation of corrosion rate of steel products in liquid metal

    Kondo, Masatoshi, Muroga, Takeo, Nagasaka, Takuya, Xu, Qi

    2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study of corrosion for development of fusion reactor liquid blanket (4). Improvement of corrosion resistance of steel products in molten salt

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio, Noda, Nobuaki, Muroga, Takeo, Ninomiya, Daisuke, Nagura, Masaru, Suzuki, Akihiro, Terai, Takayuki

    2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 液体金属・溶融塩システムの水素モニターへの陽子導体の適用

    KONDO, Masatoshi, MUROGA, Takeo, KATAHIRA, Koji, OSHIMA, Tomoko

    J Power Energy Syst (Web)   2 ( 2 )   2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study of corrosion for development of fusion reactor liquid blanket (4). Improvement of corrosion resistance of steel products in molten salt

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio, Noda, Nobuaki, Muroga, Takeo, Ninomiya, Daisuke, Nagura, Masaru, Suzuki, Akihiro, Terai, Takayuki

    2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study of corrosion for development of fusion reactor liquid blanket (4). Improvement of corrosion resistance of steel products in molten salt

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio, Noda, Nobuaki, Muroga, Takeo, Ninomiya, Daisuke, Nagura, Masaru, Suzuki, Akihiro, Terai, Takayuki

    2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study of corrosion for development of fusion reactor liquid blanket (3). Evaluation of corrosion rate of steel products in liquid metal

    Kondo, Masatoshi, Muroga, Takeo, Nagasaka, Takuya, Xu, Qi

    2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Progress in flibe corrosion study toward material research loop and advanced liquid breeder blanket

    Nagasaka, T., Kondo, M., Muroga, T., Noda, N., Sagara, A., Motojima, O., Suzuki, A., Terai, T.

    2008年

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  • Progress in flibe corrosion study toward material research loop and advanced liquid breeder blanket

    Nagasaka, Takuya, Kondo, Masatoshi, Muroga, Takeo, Noda, N., Sagara, Akio, Motojima, Osamu, Suzuki, A., Terai, T.

    IAEA FEC Proceedings   2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study of corrosion for development of fusion reactor liquid blanket (3). Evaluation of corrosion rate of steel products in liquid metal

    Kondo, Masatoshi, Muroga, Takeo, Nagasaka, Takuya, Xu, Qi

    2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Progress in Flibe Corrosion Study toward Material Research Loop and Advanced Liquid Breeder Blanket

    Kondo, M., Muroga, T., Noda, N., Sagara, A., Motojima, O., Suzuki, A.

    Research Report NIFS-Series   2008年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Application of Proton Conductors to Hydrogen Monitoring for Liquid Metal and Molten Salt Systems

    KONDO Masatoshi, MUROGA Takeo, KATAHIRA Koji, OSHIMA Tomoko

    Journal of Power and Energy Systems   2 ( 2 )   590 - 597   2008年

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    記述言語：英語   出版者・発行元：The Japan Society of Mechanical Engineers  

    The chemical control of impurity such as hydrogen and oxygen in coolants is one of the critical issues for the development of liquid metal cooled fast reactors and self-cooled liquid breeder blankets for fusion reactors. Especially, hydrogen (isotopes) level is the key parameter for corrosion and mechanical properties of the in-reactor components. For fission reactors, the monitor of hydrogen level in the melt is important for safety operation. The control of tritium is essential for the tritium breeding performance of the fusion reactors. Therefore, on-line hydrogen sensing is a key technology for these systems. In the present study, conceptual design for the on-line hydrogen sensor to be used in liquid sodium (Na), lead (Pb), lead-bismuth (Pb-Bi), lithium (Li), lead-lithium (Pb-17Li) and molten salt LiF-BeF2 (Flibe) was performed. The cell of hydrogen sensor is made of a solid electrolyte. The solid electrolyte proposed in this study is the CaZrO3-based ceramics, which is well-known as proton conducting ceramics. In this concept, the cell is immersed into the melt which is containing the hydrogen at the activity of PH1 of ambient atmosphere. Then, the cell is filled with Ar-H2 mixture gas at regulated hydrogen activity of PH2. The electromotive force (EMF) is obtained by the proton conduction in the electro chemical system expressed as Pt, Melt(PH1) | Proton conductor | PH2, Pt. The Nernst equation is used for the evaluation of the hydrogen activity from the obtained EMF. The evaluations of expected performance of the sensor in liquid Na, Pb, Pb-Bi, Pb-17Li, Li and Flibe were carried out by means of the measurement test in gas atmosphere at hydrogen activities equivalent to those for the melts in the reactor conditions. In the test, the hydrogen activity in the gas varied from 2.2x10-14 to 1. The sensor exhibited good response, stability and reproducibility.

    DOI： 10.1299/jpes.2.590

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  • Experimental study on corrosion of ceramic materials in natural convection lithium loop 査読

    Masaru Nagura, Masatoshi Kondo, Akihiro Suzuki, Takeo Muroga, Takayuki Terai

    FUSION SCIENCE AND TECHNOLOGY   52 ( 3 )   630 - 634   2007年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Fluoridation and oxidation behavior of JLF-1 and NIFS-HEAT-2 low activation structural materials

    Nagasaka, T., Muroga, T., Kondo, M., Nishimura, H., Noda, N.

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion study on development of liquid blanket system in fusion reactor.(1). Corrosion characteristics of steel materials in molten salt Flibe

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion study on development of liquid blanket system in fusion reactor.(2). Corrosion characteristics of steel materials in liquid Li metal

    Kondo, Masatoshi, Muroga, Takeo, Nagasaka, Takuya, Xu, Qi, Kanemura, Takuji

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion study on development of liquid blanket system in fusion reactor.(1). Corrosion characteristics of steel materials in molten salt Flibe

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion study on development of liquid blanket system in fusion reactor.(1). Corrosion characteristics of steel materials in molten salt Flibe

    Kondo, Masatoshi, Nagasaka, Takuya, Sagara, Akio

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental Study on Corrosion of Steels in Flibe thermal convection loop

    Kondo, M., Sagara, A., Nagasaka, T., Muroga, T., Nishimura, H., Suzuki, A., Noda, N., Nagura, M., Terai, T.

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion study on development of liquid blanket system in fusion reactor.(2). Corrosion characteristics of steel materials in liquid Li metal

    Kondo, Masatoshi, Muroga, Takeo, Nagasaka, Takuya, Xu, Qi, Kanemura, Takuji

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion study on development of liquid blanket system in fusion reactor.(2). Corrosion characteristics of steel materials in liquid Li metal

    Kondo, Masatoshi, Muroga, Takeo, Nagasaka, Takuya, Xu, Qi, Kanemura, Takuji

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical Study on Corrosion of Steels in Molten Flibe (LiF-BeF2) for Design of Flibe Corrosion Test Loop

    Kondo, M., Nagasaka, T., Muroga, T., Sagara, A., Noda, N., Nagura, M., Suzuki, A., Terai, T.

    Annual Report of National Institute for Fusion Science   454 - 454   2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Fluoridation and oxidation behavior of JLF-1 and NIFS-HEAT-2 low activation structural materials

    Nagasaka, T., Muroga, T., Kondo, M., Nishimura, H., Noda, N.

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Electrochemical approach to corrosion behavior of ferritic steels in Flibe melt

    Nishimura, H., Suzuki, A., Terai, T., Kondo, M., Sagara, A., Noda, N.

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental Study on Corrosion of Steels in Flibe thermal convection loop

    Kondo, M., Sagara, A., Nagasaka, T., Muroga, T., Nishimura, H., Suzuki, A., Noda, N., Nagura, M., Terai, T.

    2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Fluoridation and oxidation behavior of JLF-1 and NIFS-HEAT-2 low activation structural materials

    Kondo, M., Muroga, T., Noda, N., Sagara, A., Motojima, O., Suzuki, A.

    Annual Report of National Institute for Fusion Science   ( 2007 )   453 - 453   2007年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study on control of oxygen concentration in lead-bismuth flow using lead oxide particles 査読

    Masatoshi Kondo, Minoru Takahashi, Kuniaki Miura, Tatsuya Onizawa

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   357 ( 1-3 )   97 - 104   2006年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2006.05.051

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  • Corrosion resistance of Si- and Al-rich steels in flowing lead-bismuth 査読

    Masatoshi Kondo, Minoru Takahashi

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   356 ( 1-3 )   203 - 212   2006年9月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2006.05.019

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  • Corrosion of steels with surface treatment and Al-alloying by GESA exposed in lead-bismuth 査読

    A Heinzel, M Kondo, M Takahashi

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   350 ( 3 )   264 - 270   2006年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2006.01.014

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  • Study on metallurgical change of steels and ceramics in flowing lead-bismuth and chemical control of liquid alloy

    Masatoshi KONDO

    Study on metallurgical change of steels and ceramics in flowing lead-bismuth and chemical control of liquid alloy   2006年3月

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    記述言語：英語   掲載種別：学位論文（博士）  

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  • Corrosion of steels in lead-bismuth flow 査読

    M Kondo, M Takahashi, N Sawada, K Hata

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY   43 ( 2 )   107 - 116   2006年2月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.3327/jnst.43.107

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  • 鉛‐ビスマス腐食試験施設で破断した管の冶金学的分析

    KONDO, Masatoshi, TAKAHASHI, Minoru

    J Nucl Sci Technol   43 ( 2 )   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion Characteristics of Pre-Oxidized Steels in Pb-Bi Flow

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   30 ( 1/2 )   235 - 235   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion Characteristics of Pre-Oxidized Steels in Pb-Bi Flow

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   30 ( 1/2 )   235 - 235   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TOKYO INSTITUTE OF TECHNOLOGY  

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  • Corrosion Resistance of Si-and Al-Rich Steels in Flowing Lead Bismuth

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   30 ( 1/2 )   219 - 219   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TOKYO INSTITUTE OF TECHNOLOGY  

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  • Study on Materials for Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor

    Takahashi, Minoru, Rivai, Abu Khalid, Dostal, Vaclav, Hata, Koji, Kondo, Masatoshi

    Study on Materials for Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Performance of Solid Electrolyte Type Oxygen Sensor in Flowing Lead Bismuth

    Kondo, Masatoshi, Takahashi, Minoru

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   30 ( 1/2 )   241 - 241   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TOKYO INSTITUTE OF TECHNOLOGY  

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  • Corrosion Resistance of Si-and Al-Rich Steels in Flowing Lead Bismuth

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   30 ( 1/2 )   219 - 219   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion Resistance of Si-and Al-Rich Steels in Flowing Lead Bismuth

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   30 ( 1/2 )   219 - 219   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion Characteristics of Pre-Oxidized Steels in Pb-Bi Flow

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   30 ( 1/2 )   235 - 235   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study on Materials for Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor

    Takahashi, Minoru, Rivai, Abu Khalid, Dostal, Vaclav, Hata, Koji, Kondo, Masatoshi

    Study on Materials for Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Study on Materials for Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor

    Takahashi, Minoru, Rivai, Abu Khalid, Dostal, Vaclav, Hata, Koji, Kondo, Masatoshi

    Study on Materials for Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 鉛‐ビスマス流動場における鋼材の腐食

    KONDO, Masatoshi, TAKAHASHI, Minoru, SAWADA, Naoki, HATA, Koji

    J Nucl Sci Technol   43 ( 2 )   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 鉛‐ビスマス流動場における鋼材の腐食

    KONDO, Masatoshi, TAKAHASHI, Minoru, SAWADA, Naoki, HATA, Koji

    J Nucl Sci Technol   43 ( 2 )   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 鉛‐ビスマス腐食試験施設で破断した管の冶金学的分析

    KONDO, Masatoshi, TAKAHASHI, Minoru

    J Nucl Sci Technol   43 ( 2 )   2006年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical analysis of a tube ruptured in the lead bismuth corrosion test facility 査読

    Masatoshi Kondo, Minoru Takahashi

    Journal of Nuclear Science and Technology   43 ( 2 )   174 - 178   2006年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.3327/jnst.43.174

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    その他リンク： http://orcid.org/0000-0002-9493-1994

  • 若手原子力研究者の新しい国際交流のかたち

    近藤正聡

    核データニュース   ( 82 )   2005年10月

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    記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：日本原子力研究開発機構核データ評価研究グループ  

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  • Metallurgical study on erosion and corrosion behaviors of steels exposed to liquid lead-bismuth flow 査読

    M Kondo, M Takahashi, T Suzuki, K Ishikawa, K Hata, SZ Qiu, H Sekimoto

    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS   343 ( 1-3 )   349 - 359   2005年8月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.jnucmat.2004.08.037

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  • Metallurgical Study on Electro-Magnetic Flow Meter and Pump for Liquid Lead-Bismuth Flow

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   29 ( 1/2 )   71 - 71   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TOKYO INSTITUTE OF TECHNOLOGY  

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  • Control of Oxygen Concentration in Lead Bismuth Flow

    Takahashi, M., Kondo, M.

    7th International Workshop on Spallation Materials Technology, IWSMT-7, Thun, Switzerland   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion resistance of high Cr steels and ceramic materials in lead-bismuth flow

    Takahashi, Minoru, Kondo, Masatoshi

    2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Control of Oxygen Concentration in Lead Bismuth Flow

    Takahashi, M., Kondo, M.

    7th International Workshop on Spallation Materials Technology, IWSMT-7, Thun, Switzerland   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Development of Ultrasonic Flow Meter for Liquid Lead-Bismuth

    Hirabayashi, M., Kondo, M., Ara, K., Takahashi, M.

    Development of Ultrasonic Flow Meter for Liquid Lead-Bismuth   ( ICONE13-50001 )   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Development of Ultrasonic Flow Meter for Liquid Lead-Bismuth

    Hirabayashi, M., Kondo, M., Ara, K., Takahashi, M.

    Development of Ultrasonic Flow Meter for Liquid Lead-Bismuth   ( ICONE13-50001 )   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion resistance of high Cr steels and ceramic materials in lead-bismuth flow

    Takahashi, Minoru, Kondo, Masatoshi

    2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental Studies on Pb-Bi Flow Technology and Steel Compatibility with Pb-Bi

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   29 ( 1/2 )   76 - 76   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Development of ultrasonic flow meter for liquid lead-bismuth flow

    Hirabayashi, Masaru, Ara, K., Kondo, M., Takahashi, Minoru

    The 13th international conference on nuclear engineering abstracts   2005年

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  • Development of Ultrasonic Flow Meter for Liquid Lead-Bismuth

    Hirabayashi, M., Kondo, M., Ara, K., Takahashi, M.

    Development of Ultrasonic Flow Meter for Liquid Lead-Bismuth   ( ICONE13-50001 )   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental Studies on Pb-Bi Flow Technology and Steel Compatibility with Pb-Bi

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   29 ( 1/2 )   76 - 76   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TOKYO INSTITUTE OF TECHNOLOGY  

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  • Metallurgical Study on Electro-Magnetic Flow Meter and Pump for Liquid Lead-Bismuth Flow

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   29 ( 1/2 )   71 - 71   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical Study on Electro-Magnetic Flow Meter and Pump for Liquid Lead-Bismuth Flow

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   29 ( 1/2 )   71 - 71   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental Studies on Pb-Bi Flow Technology and Steel Compatibility with Pb-Bi

    Takahashi, M., Kondo, M.

    BULLETIN-RESEARCH LABORATORY FOR NUCLEAR REACTORS   29 ( 1/2 )   76 - 76   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Development of ultrasonic flow meter for liquid lead-bismuth flow

    Hirabayashi, Masaru, Ara, K., Kondo, M., Takahashi, Minoru

    The 13th international conference on nuclear engineering abstracts   2005年

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  • ルミネッセンス (発光) で探る古代情報, 僕達が今からできる原子力国際交流への準備―原子力英語の訓練―Nuclear English

    Masatoshi KONDO

    日本原子力学会誌   2005年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical study on electro-magnetic flow meter and pump for liquid lead-bismuth flow 査読

    M Kondo, M Takahashi

    PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY   47 ( 1-4 )   639 - 647   2005年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

    DOI： 10.1016/j.pnucene.2005.05.067

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  • Control of oxygen concentration in lead-bismuth flow by temperature control of solid lead oxide

    Masatoshi Kondo, Minoru Takahashi

    Proceedings of the American Nuclear Society - International Congress on Advances in Nuclear Power Plants 2005, ICAPP'05   2   958 - 964   2005年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

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  • Corrosion characteristics of pre-oxidized steels in Pb-Bi flow

    Masatoshi Kondo, Minoru Takahashi

    Proceedings of the American Nuclear Society - International Congress on Advances in Nuclear Power Plants 2005, ICAPP'05   2   939 - 946   2005年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

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  • Studies on Pb-Bi Flow Technology and Steel Compatibility with Pb-Bi

    Kondo, M., Takahashi, M.

    12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE12)   400   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effect of surface roughness and pre-oxidation of steels on corrosion behavior in a liquid lead-bismuth flow

    Kondo, M., Takahashi, M.

    2004 ANS Annual Meeting, 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP'04), Pittsburgh, PA USA, June 13-17   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Atoms for Peace50 周年によせて

    Masatoshi KONDO

    日本原子力学会誌   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical Study and Performance of Electro-magnetic Flow Meter for a Liquid Lead-bismuth Flow

    Kondo, M., Takahashi, M.

    12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE12)   400   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effect of Surface Roughness of Steels on Oxide Layer Formation in a Liquid Lead-Bismuth Flow

    Kondo, Masatoshi, Takahashi, Minoru, YOSHIDA, Susumu, SAWADA, Naoki

    2004年

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  • Metallurgical study on performance of electro-magnetic flow meter for liquid lead bismuth

    KONDO, Masatoshi, Takahashi, Minoru

    Proceedings of ICONE12 (CD-ROM)   400   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：ASME  

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  • Metallurgical study on performance of electro-magnetic flow meter for liquid lead bismuth

    KONDO, Masatoshi, Takahashi, Minoru

    Proceedings of ICONE12 (CD-ROM)   400   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effect of surface roughness and pre-oxidation of steels on corrosion behavior in a liquid lead-bismuth flow

    Kondo, M., Takahashi, M.

    2004 ANS Annual Meeting, 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP'04), Pittsburgh, PA USA, June 13-17   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical study on performance of electro-magnetic flow meter for liquid lead bismuth

    KONDO, Masatoshi, Takahashi, Minoru

    Proceedings of ICONE12 (CD-ROM)   400   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical Study and Performance of Electro-magnetic Flow Meter for a Liquid Lead-bismuth Flow

    Kondo, M., Takahashi, M.

    12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE12)   400   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Effect of Surface Roughness of Steels on Oxide Layer Formation in a Liquid Lead-Bismuth Flow

    Kondo, Masatoshi, Takahashi, Minoru, YOSHIDA, Susumu, SAWADA, Naoki

    2004年

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  • Studies on Pb-Bi Flow Technology and Steel Compatibility with Pb-Bi

    Kondo, M., Takahashi, M.

    12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE12)   400   2004年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental study on erosion/corrosion behavior of stainless steel in a liquid lead bismuth flow

    KONDO, Masatoshi, Takahashi, Minoru

    6th International Workshop on Spallation Materials Technology (IWSMT6), November 30-December 5, Hayama   2003年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental study on erosion/corrosion behavior of stainless steel in a liquid lead bismuth flow

    KONDO, Masatoshi, Takahashi, Minoru

    6th International Workshop on Spallation Materials Technology (IWSMT6), November 30-December 5, Hayama   2003年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical study of erosion and corrosion behavior in stainless steels exposed to a liquid lead-bismuth flow

    KONDO, MASATOSHI, TAKAHASHI, MINORU

    Metallurgical study of erosion and corrosion behavior in stainless steels exposed to a liquid lead-bismuth flow   2003年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical study of erosion and corrosion behavior in stainless steels exposed to a liquid lead-bismuth flow

    KONDO, MASATOSHI, TAKAHASHI, MINORU

    Metallurgical study of erosion and corrosion behavior in stainless steels exposed to a liquid lead-bismuth flow   2003年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Corrosion of Steels in Lead-Bismuth Flow

    Kondo, Masatoshi, Takahashi, Minoru, Sawada, Naoki, HATA, Koji

    Zairyo-to-Kankyo   53   159 - 159   2003年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Metallurgical study of erosion and corrosion behavior in stainless steels exposed to a liquid lead-bismuth flow

    KONDO, MASATOSHI, TAKAHASHI, MINORU

    Metallurgical study of erosion and corrosion behavior in stainless steels exposed to a liquid lead-bismuth flow   2003年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental Study on Steel Corrosion in a Pb-Bi Flow

    Takahashi, Minoru, Kondo, Masatoshi, Hata, Kouji, Yoshida, Susumu, Sawada, Naoki

    Russian Forum for Science and Technology Fast Neutron Reactors, Conference:«Heavy Liquid Metal Coolants in Nuclear Technologies (HLMC-2003), December 8-12, Obninsk   2003年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Experimental Study on Steel Corrosion in a Pb-Bi Flow

    Takahashi, Minoru, Kondo, Masatoshi, Hata, Kouji, Yoshida, Susumu, Sawada, Naoki

    Russian Forum for Science and Technology Fast Neutron Reactors, Conference:«Heavy Liquid Metal Coolants in Nuclear Technologies (HLMC-2003), December 8-12, Obninsk   2003年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • Design of material strength test in lead-bismuth flow 査読

    Masatoshi Kondo, Koji Hata, Minoru Takahashi

    International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE   4   959 - 962   2002年

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    記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

    DOI： 10.1115/ICONE10-22736

    Scopus

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  • プラズマ・核融合学会誌= Journal of plasma and fusion research 78 (7), 668-677, 2002-07-25

    Masatoshi KONDO

    Progress of theoretical physics. Supplement   2001年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • 液体だけど水じゃない-次世代ブランケット・ダイバータ研究開発の現状と課題

    Masatoshi KONDO

    J. Nucl. Mater   1995年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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  • プラズマ・核融合学会誌= Journal of plasma and fusion research 79 (12), 1216-1217, 2003-12-25

    Masatoshi KONDO

    J. Nucl. Mater   1989年

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    掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

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MISC

  • FeCrAlZr-ODS鋼を応用した先進核融合機器の開発に関する研究(5)高温鉛リチウム環境下におけるFeCrAlZr-ODS合金の耐食性に関する研究

    畑山奨, 大野直子, 坂本寛, 近藤正聡

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2021   2021年

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  • FeCrAlZr-ODS鋼を応用した先進核融合機器の開発に関する研究(1)先進液体ブランケット設計とアルミ含有鋼がもたらす可能性

    田中照也, 近藤正聡, 大野直子, 笠田竜太, 横峯健彦, 浜地志憲, 秋吉優史

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2021   2021年

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  • 核融合炉液体SnダイバータにおけるFeCrAl-ODS合金の化学的共存性に関する研究

    宮川幸大, 近藤正聡, 大野直子, 笠田竜太, HAO Yu, 坂本寛, 田中照也

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2021   2021年

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  • FeCrAlZr-ODS鋼を応用した先進核融合機器の開発に関する研究(4)核融合炉機器の材料共存性研究

    近藤正聡, 宮澤順一, 田中照也, 大野直子, 秋吉優史, 坂本寛, 植木祥高, 菱沼良光, 笠田竜太, 波多野雄治, PINT Bruce, JIHEON Jun, RUSSEL Nick

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2021   2021年

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  • 液体金属錫(Sn)の材料共存性に関する研究(1)鉄系材料の場合

    近藤正聡, 秋吉優史, 大野直子, 田中照也

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2020   2020年

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  • ベトナム研修生向け原子力工学基礎教育(1)カリキュラムと教育実績

    亀山高範, 伊藤敦, 吉田茂生, 可児吉男, 浅沼徳子, 近藤正聡, 田原義壽

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2015   ROMBUNNO.D17   2015年3月

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    記述言語：日本語  

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  • 液体増殖材用リチウム合金の合成手法に関する研究(2)リチウム濃度の調整

    近藤正聡, 中嶋結

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2014   ROMBUNNO.E41   2014年3月

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    記述言語：日本語  

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  • 液体金属場における材料酸化挙動の電気化学インピーダンス解析

    鈴木成実, 近藤正聡, 室賀健夫, 田中照也

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2014   ROMBUNNO.E40   2014年3月

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    記述言語：日本語  

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  • 核融合炉用液体リチウム合金燃料増殖材の合成・濃度調整手法に関する研究

    中嶋結, 近藤正聡

    核融合エネルギー連合講演会予稿集   10th (CD-ROM)   ROMBUNNO.20-098   2014年

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    記述言語：日本語  

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  • 静止場腐食試験による液体増殖材及び液体金属とブランケット構造材料との共存性評価

    近藤正聡, 石井政臣, 室賀健夫

    核融合エネルギー連合講演会予稿集   10th (CD-ROM)   ROMBUNNO.20-101   2014年

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    記述言語：日本語  

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  • 電気化学インピーダンス法による液体金属鉛リチウム場の腐食挙動解析

    近藤正聡, 鈴木成実, 中嶋結, 田中照也, 室賀健夫

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2013   ROMBUNNO.B34   2013年8月

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    記述言語：日本語  

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  • 慣性核融合炉液体ブランケットにおける液体増殖材の放射化評価

    中嶋結, 近藤正聡, 乗松孝好

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2013   ROMBUNNO.B07   2013年8月

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    記述言語：日本語  

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  • 鉛リチウム自然対流ループとヒートパルス流速測定法に関する研究

    近藤正聡, 柴野恭平, 室賀健夫, 田中照也

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2013   ROMBUNNO.K27   2013年3月

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  • 液体増殖材用リチウム合金の合成手法に関する研究

    中嶋結, 近藤正聡

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2013   ROMBUNNO.K26   2013年3月

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  • 環境放射能に関する原子力人材育成(1)除染実習の概要

    小崎完, 藤吉亮子, 太田朋子, 渡辺直子, 難波謙二, 柴崎直明, 長橋良隆, 長岡亨, 鈴木義規, 近藤正聡, 田上恵子, 大貫敏彦, 香西直文

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2013   ROMBUNNO.E23   2013年3月

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  • 鉛リチウム自然対流ループとヒートパルス流速測定法に関する研究

    近藤 正聡, 柴野 恭平, 田中 照也, 室賀 健夫

    日本原子力学会 年会・大会予稿集   2013 ( 0 )   575 - 575   2013年

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

    インベントリー780㏄の自然対流ループに鉛リチウムを充填し、 循環試験を実施した。更に、これまでに小型実験装置において課題であった 流速測定に関して、ヒートパルス流速測定法を導入し、その適合性について 実験とシミュレーションの両方から考察した。

    DOI： 10.11561/aesj.2013s.0.575.0

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  • 液体増殖材用リチウム合金の合成手法に関する研究

    中嶋 結, 近藤 正聡

    日本原子力学会 年会・大会予稿集   2013 ( 0 )   574 - 574   2013年

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

    核融合炉液体ブランケットでは、燃料増殖材としてリチウム、またはリチウム合金の使用が考えられている。現在、使用が考えられているリチウム合金として鉛リチウム合金、リチウム錫合金の２つが挙げられている。特に鉛リチウム合金はPb-17at.%Li、リチウム錫合金はSn-20at.%Li比率のものが期待されている。これらの合金の合成手法に関して、複数の方法により合成実験を実施し、考察した。特に合成時の注意点について報告する。

    DOI： 10.11561/aesj.2013s.0.574.0

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  • 環境放射能に関する原子力人材育成:(1)除染実習の概要

    小崎 完, 藤吉 亮子, 太田 朋子, 渡邊 直子, 難波 謙二, 柴崎 直明, 長橋 良隆, 長岡 亨, 鈴木 義規, 近藤 正聡, 田上 恵子, 大貫 敏彦, 香西 直文

    日本原子力学会 年会・大会予稿集   2013 ( 0 )   2013年

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

    文科省の原子力人材育成補助事業として平成２３年度より実施している「多様な環境放射能問題に対応可能な国際的人材の機関連携による育成」では、2012年9月に福島県飯舘村で除染実習を行った。ここでは、本人材育成事業の概要ならびにそこでの除染実習の位置づけを報告する。

    DOI： 10.11561/aesj.2013s.0.23.0

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  • 核融合炉ブランケット液体増殖材の沸点評価に関する研究

    中嶋結, 近藤正聡

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2012   ROMBUNNO.E06 - 667   2012年9月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：一般社団法人 日本原子力学会  

    核融合炉の液体燃料増殖材は燃料増殖に限らず、冷却、遮蔽の機能を有する。液体増殖材が沸騰すると、それらの機能が低下する可能性があるが、液体増殖材の沸点に関する情報は限られている。本研究では、まず純金属(Li,Pb,Sn)の沸点について圧力をパラメーターとした蒸気圧曲線から求めた。更に熱力学的な関係式により、鉛リチウム合金、リチウムスズ合金について、リチウム比と圧力をパラメーターとした沸点を得た。

    DOI： 10.11561/aesj.2012f.0.667.0

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  • 液体金属鉛リチウム静止場における低放射化フェライト鋼の腐食特性に関する研究

    近藤正聡, 餅原崚, 室賀健夫

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2012   ROMBUNNO.E08 - 669   2012年9月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：一般社団法人 日本原子力学会  

    鉛リチウム合金（Pb-17Li）は、核融合炉の液体燃料増殖材として期待されている。しかし、構造材料との共存性が課題である。そこで、本研究では、候補構造材料である低放射化フェライト鋼とPb-17Liの共存性を明らかにするために、250時間から3000時間の静止場条件の腐食試験を実施した。実験の結果、腐食による試験片の重量減と鋼材表層におけるCrの溶出が生じていることが明らかになった。鋼材表層における合金元素の溶出・拡散挙動と腐食量との間のマスバランスについて拡散方程式を用いて評価した。さらに、長時間浸漬の場合に報告されている鋼材表層の酸化の可能性についても考察した。以上の研究により、Pb-17Li中の主たる元素の化学的挙動を明らかにした。

    DOI： 10.11561/aesj.2012f.0.669.0

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  • 核融合炉液体ブランケットの液体金属流動場におけるヒートパルス流速測定法に関する研究

    柴野恭平, 近藤正聡, 室賀健夫

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2012   ROMBUNNO.E07 - 668   2012年9月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：一般社団法人 日本原子力学会  

    核融合炉ブランケットでは液体金属（リチウム、リチウム合金、溶融塩）を燃料増殖材として利用することが検討されている。ブランケットでは低流速の条件で液体増殖材を流動させる設計が提案されているが、400℃以上で低流速の条件で使用される流速測定法が限られている。そこで、液体金属流動場におけるヒートパルス流速測定法に関する研究を実施した。液体金属が700程度のレイノルズ数の条件で流れる1/2インチの配管に、20秒間の局所的な加熱をすることで、流体内に高温のバルクを形成させた。そのバルクの移動速度を評価することにより、流速評価が可能であるか明らかにした。

    DOI： 10.11561/aesj.2012f.0.668.0

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  • 水素・熱分離回収実験溶融塩ループOrosh2i‐1における流動実験(1)―流動ループ試験―

    田中照也, 相良明男, 菱沼良光, 後藤拓也, 長坂琢也, 室賀健夫, 近藤正聡, 渡邉崇, 深田智

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2012   ROMBUNNO.A22   2012年3月

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    記述言語：日本語  

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  • 原子力工学教育における原子炉模型論

    近藤 正聡, 鈴木 成美

    研究資料集   20   21 - 31   2012年

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：東海大学  

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  • 核融合炉液体ブランケットの液体金属流動場におけるヒートパルス流速測定法に関する研究

    柴野 恭平, 近藤 正聡, 室賀 健夫

    日本原子力学会 年会・大会予稿集   2012 ( 0 )   668 - 668   2012年

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

    核融合炉ブランケットでは液体金属（リチウム、リチウム合金、溶融塩）を燃料増殖材として利用することが検討されている。ブランケットでは低流速の条件で液体増殖材を流動させる設計が提案されているが、400℃以上で低流速の条件で使用される流速測定法が限られている。そこで、液体金属流動場におけるヒートパルス流速測定法に関する研究を実施した。液体金属が700程度のレイノルズ数の条件で流れる1/2インチの配管に、20秒間の局所的な加熱をすることで、流体内に高温のバルクを形成させた。そのバルクの移動速度を評価することにより、流速評価が可能であるか明らかにした。

    DOI： 10.11561/aesj.2012f.0.668.0

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  • 核融合炉ブランケット液体増殖材の沸点評価に関する研究

    中嶋 結, 近藤 正聡

    日本原子力学会 年会・大会予稿集   2012 ( 0 )   667 - 667   2012年

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

    核融合炉の液体燃料増殖材は燃料増殖に限らず、冷却、遮蔽の機能を有する。液体増殖材が沸騰すると、それらの機能が低下する可能性があるが、液体増殖材の沸点に関する情報は限られている。本研究では、まず純金属(Li,Pb,Sn)の沸点について圧力をパラメーターとした蒸気圧曲線から求めた。更に熱力学的な関係式により、鉛リチウム合金、リチウムスズ合金について、リチウム比と圧力をパラメーターとした沸点を得た。

    DOI： 10.11561/aesj.2012f.0.667.0

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  • 液体金属鉛リチウム静止場における低放射化フェライト鋼の腐食特性に関する研究

    近藤 正聡, 餅原 崚, 室賀 健夫

    日本原子力学会 年会・大会予稿集   2012 ( 0 )   669 - 669   2012年

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

    鉛リチウム合金（Pb-17Li）は、核融合炉の液体燃料増殖材として期待されている。しかし、構造材料との共存性が課題である。そこで、本研究では、候補構造材料である低放射化フェライト鋼とPb-17Liの共存性を明らかにするために、250時間から3000時間の静止場条件の腐食試験を実施した。実験の結果、腐食による試験片の重量減と鋼材表層におけるCrの溶出が生じていることが明らかになった。鋼材表層における合金元素の溶出・拡散挙動と腐食量との間のマスバランスについて拡散方程式を用いて評価した。さらに、長時間浸漬の場合に報告されている鋼材表層の酸化の可能性についても考察した。以上の研究により、Pb-17Li中の主たる元素の化学的挙動を明らかにした。

    DOI： 10.11561/aesj.2012f.0.669.0

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  • 海水からのリチウム回収

    吉塚 和治, 近藤 正聡

    プラズマ・核融合学会誌   87 ( 12 )   795 - 800   2011年12月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：社団法人プラズマ・核融合学会  

    リチウムイオン電池や合金材料の原料としてリチウムの需要が確実に増加すると予測されている.さらに,核融合炉では燃料の増殖材としてリチウムが不可欠である.リチウム資源の確保のために,海水やかん水など身の回りにある未利用資源からのリチウムの回収が注目されている.リチウムの需要と供給の現状や将来の核融合で用いられる場合の需要予測とともに,海水からリチウムを回収する技術とその実証試験の成果を解説する.

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  • 海水からのリチウム回収

    吉塚和治, 近藤正聡

    プラズマ・核融合学会誌   87 ( 12 )   795 - 800   2011年12月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：プラズマ・核融合学会  

    リチウムイオン電池や合金材料の原料としてリチウムの需要が確実に増加すると予測されている.さらに,核融合炉では燃料の増殖材としてリチウムが不可欠である.リチウム資源の確保のために,海水やかん水など身の回りにある未利用資源からのリチウムの回収が注目されている.リチウムの需要と供給の現状や将来の核融合で用いられる場合の需要予測とともに,海水からリチウムを回収する技術とその実証試験の成果を解説する.

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  • 水素・熱回収両立試験溶融塩ループOrosh2i‐1における水素回収部の水素透過能

    長坂琢也, 田中照也, 相良明男, 室賀健夫, 近藤正聡, 渡邉崇, 深田智, 湯川宏, 南部智憲, 飯久保知人

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2011   ROMBUNNO.G22   2011年9月

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    記述言語：日本語  

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  • 核融合炉ブランケットシステムのための弗化物系溶融塩中の構造材料表面の窒化処理

    渡邉崇, 近藤正聡, 相良明男

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2011   ROMBUNNO.O24   2011年3月

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  • 水素・熱回収両立試験溶融塩ループOrosh2i‐1におけるFlinakからの水素放出特性の評価

    田中照也, 近藤正聡, 室賀健夫, 相良明男, 大島智子

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2011   ROMBUNNO.P40   2011年3月

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    記述言語：日本語  

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  • 水素・熱回収両立試験溶融塩ループOrosh2i‐1における水素回収部の設計と製作

    長坂琢也, 田中照也, 近藤正聡, 相良明男, 室賀健夫, 渡邉崇, 深田智, 湯川宏, 南部智憲, 飯久保知人

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2011   ROMBUNNO.P39   2011年3月

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    記述言語：日本語  

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  • 液体増殖ブランケット用固体電解質水素センサを用いた液体増殖材の水素溶解挙動の研究

    大島智子, 近藤正聡, 田中将裕, 室賀健夫, 相良明男

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2011   ROMBUNNO.P37   2011年3月

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  • 4.3 純粋なリチウムに恋する候補構造材料の物語(4.共存性研究の最前線,<小特集>核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性)

    近藤 正聡, チザール バレンティン, 寺井 隆幸, 鈴木 晶大

    プラズマ・核融合学会誌   86 ( 7 )   408 - 412   2010年7月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：社団法人プラズマ・核融合学会  

    液体金属リチウムと低放射化フェライト鋼,バナジウム合金およびこれらの絶縁被覆との共存性について,リチウム中の不純物濃度が共存性に与える影響に注目し,腐食メカニズムとその対策までをまとめる.

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  • 核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性 4.共存性研究の最前線 4.4 液体金属鉛リチウム中の共存性について(構造材料と機能性材料) 4.4.1 液体金属鉛リチウム中の低放射化フェライト鋼の共存性

    高橋実, 近藤正聡

    プラズマ・核融合学会誌   86 ( 7 )   413 - 416   2010年7月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：プラズマ・核融合学会  

    静止場と流動場の鉛リチウム中の鋼材の腐食はメカニズムが異なり,それにより腐食量も大きく異なる.この理由として,前章で述べた液体金属リチウムよりも溶出型の腐食が生じやすいこと,更にはリチウムよりも20倍近く大きい鉛リチウムの比重のためにエロージョン・コロージョンが生じやすいことがあげられる.本節では,過去の研究成果を交えながら,最近の研究成果として,低放射化フェライト/マルテンサイト鋼JLF-1の腐食特性に関して解説する.

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  • 核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性 3 核融合炉ブランケットの共存性の評価手法

    近藤正聡, TSISAR Valentyn, 廣瀬貴規, 関洋治

    プラズマ・核融合学会誌   86 ( 7 )   393 - 397   2010年7月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：プラズマ・核融合学会  

    核融合炉ブランケットの共存性を評価するために必要な実験や分析等の手法を包括的に紹介する.共存性試験の重要なパラメータについて整理し,その上で試験片の準備の仕方,液体中への浸漬方法とその装置,試験後の試験片の分析方法について具体例を交えて解説する.

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  • 核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性 4 共存性研究の最前線 4.3 純粋なリチウムに恋する候補構造材料の物語

    近藤正聡, TSISAR Valentyn, 寺井隆幸, 鈴木晶大

    プラズマ・核融合学会誌   86 ( 7 )   408 - 412   2010年7月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：プラズマ・核融合学会  

    液体金属リチウムと低放射化フェライト鋼,バナジウム合金およびこれらの絶縁被覆との共存性について,リチウム中の不純物濃度が共存性に与える影響に注目し,腐食メカニズムとその対策までをまとめる.

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  • 4.2 フッ化物系溶融塩の中の酸化反応 : 溶融塩ブランケットの共存性(4.共存性研究の最前線,<小特集>核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性)

    近藤 正聡, 鈴木 晶大, 長坂 琢也, 寺井 隆幸, 相良 明男

    プラズマ・核融合学会誌   86 ( 7 )   402 - 407   2010年7月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：社団法人プラズマ・核融合学会  

    ここでは,フッ化物溶融塩Flibe(LiF-BeF_2)とFlinak(LiF-NaF-KF)に関する化学純度管理,材料の共存性とその改善策について纏める.最近の成果として高純度化した溶融塩を用いたことにより明確となった溶存非金属不純物の腐食への影響について,その手順の詳細や過去の研究成果も含めて報告する.さらに,現行のブランケット設計に関する共存性の検討について考察する.

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  • 3.核融合炉ブランケットの共存性の評価手法(<小特集>核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性)

    近藤 正聡, チザール バレンティン, 廣瀬 貴規, 関 洋治

    プラズマ・核融合学会誌   86 ( 7 )   393 - 397   2010年7月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：社団法人プラズマ・核融合学会  

    核融合炉ブランケットの共存性を評価するために必要な実験や分析等の手法を包括的に紹介する.共存性試験の重要なパラメータについて整理し,その上で試験片の準備の仕方,液体中への浸漬方法とその装置,試験後の試験片の分析方法について具体例を交えて解説する.

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  • 4.4.1 液体金属鉛リチウム中の低放射化フェライト鋼の共存性(4.4 液体金属鉛リチウム中の共存性について(構造材料と機能性材料),4.共存性研究の最前線,<小特集>核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性)

    高橋 実, 近藤 正聡

    プラズマ・核融合学会誌   86 ( 7 )   413 - 416   2010年7月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：社団法人プラズマ・核融合学会  

    静止場と流動場の鉛リチウム中の鋼材の腐食はメカニズムが異なり,それにより腐食量も大きく異なる.この理由として,前章で述べた液体金属リチウムよりも溶出型の腐食が生じやすいこと,更にはリチウムよりも20倍近く大きい鉛リチウムの比重のためにエロージョン・コロージョンが生じやすいことがあげられる.本節では,過去の研究成果を交えながら,最近の研究成果として,低放射化フェライト/マルテンサイト鋼JLF-1の腐食特性に関して解説する.

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  • 核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性 4 共存性研究の最前線 4.2 フッ化物系溶融塩の中の酸化反応―溶融塩ブランケットの共存性―

    近藤正聡, 鈴木晶大, 長坂琢也, 寺井隆幸, 相良明男

    プラズマ・核融合学会誌   86 ( 7 )   402 - 407   2010年7月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：プラズマ・核融合学会  

    ここでは,フッ化物溶融塩Flibe(LiF-BeF_2)とFlinak(LiF-NaF-KF)に関する化学純度管理,材料の共存性とその改善策について纏める.最近の成果として高純度化した溶融塩を用いたことにより明確となった溶存非金属不純物の腐食への影響について,その手順の詳細や過去の研究成果も含めて報告する.さらに,現行のブランケット設計に関する共存性の検討について考察する.

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  • トリチウム透過防止セラミックス被覆材料の腐食特性と伝熱特性

    渡邉崇, 近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2010   ROMBUNNO.M19   2010年3月

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  • 水素・熱分離回収実験溶融塩ループOrosh2i‐1における水素回収部の検討

    長坂琢也, 近藤正聡, 相良明男, 室賀健夫, 渡邉崇, 深田智, 飯久保知人

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2010   ROMBUNNO.M03   2010年3月

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    記述言語：日本語  

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  • 水素・熱分離回収実験溶融塩ループOrosh2i‐1の製作と研究計画

    相良明男, 長坂琢也, 近藤正聡, 田中照也, 室賀健夫, 渡邉崇, 深田智

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2010   ROMBUNNO.M24   2010年3月

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  • 液体ブランケットの熱・水素回収制御のための界面熱伝達機構の研究

    渡邉崇, 近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男

    核融合エネルギー連合講演会予稿集   8th (CD-ROM)   ROMBUNNO.10A-74P   2010年

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    記述言語：日本語  

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  • 液体増殖ブランケット用固体電解質水素センサを用いた溶融塩Flinakの水素溶解挙動の研究

    大島智子, 近藤正聡, 田中将裕, 室賀健夫, 相良明男

    核融合エネルギー連合講演会予稿集   8th (CD-ROM)   ROMBUNNO.10A-73P   2010年

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    記述言語：日本語  

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  • 液体増殖ブランケット用Pd電極型固体電解質水素センサを用いた溶融塩Flinakの水素溶解挙動の研究

    大島智子, 大島智子, 近藤正聡, 近藤正聡, 田中将裕, 室賀健夫, 室賀健夫, 相良明男, 相良明男

    プラズマ・核融合学会年会(Web)   27th   2010年

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  • 液体LiPb中におけるJLF‐1の腐食特性に関する研究

    ZHOU Xinghua, 高橋実, 近藤正聡, 室賀健夫

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2009   P19   2009年8月

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  • 核融合炉燃料システムにおけるトリチウム透過量評価と透過防止技術の新展開(5)溶融塩からの水素・熱回収両立試験及び高温水素透過材料の腐食挙動

    長坂琢也, 相良明男, 近藤正聡, 室賀健夫, 菱沼良光, 田中照也, LI Yanfen, 大島智子, ZHANG Dongxun, 渡邉崇, 深田智

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2009   P37   2009年8月

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    記述言語：日本語  

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  • 核融合炉燃料システムにおけるトリチウム透過量評価と透過防止技術の新展開―(6)水素・熱回収システムにおける水素透過抑制のための被覆開発―

    田中照也, 菱沼良光, 室賀健夫, 近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男, ZHANG Donxun, 渡邉崇, 鈴木晶大

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2009   P38   2009年8月

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    記述言語：日本語  

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  • トリチウム増殖材Flibeからの不純物金属電析効率向上に係るアノード・カソードの検討

    大山大輔, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2009   P20   2009年8月

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  • PbLi MHD熱流動研究に向けたゾルゲル法アルミナ被膜の適用可能性の検討

    植木祥高, 功刀資彰, 近藤正聡, 相良明男, MORLEY Neil B, ABDOU Mohamed A

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2009 ( 0 )   P18 - 758   2009年8月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：一般社団法人 日本原子力学会  

    核融合炉液体リチウム鉛(Pb-17Li)ブランケット設計に向けて、電磁流体力学的(MHD)熱流動研究が重要である。現在までにゾルゲル法によるアルミナ被膜の電気絶縁耐久性評価を行い、PbLi MHD熱流動研究に有用な電気絶縁被膜として活用可能であるか検討を行った。

    DOI： 10.11561/aesj.2009f.0.758.0

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  • 溶融塩Flibe及びFlinak中の不純物制御に関する研究

    近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男, 室賀健夫, 二宮大輔, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 藤井直樹

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2009   M28   2009年3月

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  • 電気化学測定を用いた核融合炉溶融塩増殖材Flibe中での腐食挙動研究(3)構造材料のFlibe中電気化学特性評価

    二宮大輔, 大山大輔, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2009   M26   2009年3月

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    記述言語：日本語  

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  • パラジウム膜状電極を用いた液体ブランケット用水素センサの研究

    大島智子, 近藤正聡, 田中将裕, 室賀健夫

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2009   M29   2009年3月

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  • 電析を用いたトリチウム増殖材Flibeからの不純物除去

    大山大輔, 二宮大輔, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2009   M27   2009年3月

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  • 液体ブランケット用固体電解質水素(同位体)センサーの電極高度化研究

    大島智子, 近藤正聡, 田中将裕, 室賀健夫

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2008   G08   2008年8月

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  • Flibe中及びフッ化水素ガス中における低放射化材料のフッ化・酸化挙動

    長坂琢也, 近藤正聡, 室賀健夫, 野田信明, 相良明男, 本島修, 鈴木晶大, 寺井隆幸

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2008   G31   2008年8月

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  • 電気化学測定を用いた核融合炉溶融塩増殖材Flibe中での腐食挙動研究(2)参照電極の試作

    二宮大輔, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2008   G33   2008年8月

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    記述言語：日本語  

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  • 溶融塩Flibe及びFlinak中のHF濃度滴定と鋼材の腐食特性に関する研究

    近藤正聡, 長坂琢也, 室賀健夫, 相良明男, 藤井直樹, 二宮大輔, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2008   G32   2008年8月

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  • 溶融塩Flibe中での腐食研究のための電気化学測定用参照電極の試作

    二宮大輔, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 近藤正聡, 相良明男

    核融合エネルギー連合講演会予稿集   7th   87   2008年5月

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    記述言語：日本語  

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  • 低放射化フェライト鋼及びバナジウム合金の酸化,フッ化挙動

    長坂琢也, 近藤正聡, 室賀健夫, 野田信明, 相良明男, 本島修, 鈴木晶大, 寺井隆幸

    核融合エネルギー連合講演会予稿集   7th   124   2008年5月

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    記述言語：日本語  

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  • 溶融塩中の鋼材の腐食特性に関する研究

    近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男, 野田信明, 室賀健夫, 名倉勝, 二宮大輔, 鈴木晶広, 寺井隆幸

    核融合エネルギー連合講演会予稿集   7th   119   2008年5月

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    記述言語：日本語  

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  • 核融合炉液体ブランケット開発における腐食研究(3)液体金属中における鋼材の腐食率評価に関する検討

    近藤正聡, QI Xu, 室賀健夫, 長坂琢也

    材料と環境講演集   2008   205 - 208   2008年4月

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    記述言語：日本語  

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  • 核融合炉液体ブランケット開発における腐食研究(4)溶融塩中における鋼材の耐食性向上に関する検討

    近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男, 野田信明, 室賀健夫, 二宮大輔, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸

    材料と環境講演集   2008   209 - 212   2008年4月

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    記述言語：日本語  

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  • 酸化エルビウムのリチウム中腐食生成物(2)

    名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 近藤正聡, 室賀健夫

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2008   F19   2008年3月

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  • 溶融塩Flibe中における鋼材の腐食特性

    近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男, 野田信明, 室賀健夫, QI Xu, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2008   F13   2008年3月

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  • 液体ブランケット用水素センサーに関する研究(3)

    大島智子, 近藤正聡, 室賀健夫, 片平幸司

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2008   F15   2008年3月

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  • 電気化学測定を用いた核融合炉溶融塩増殖材Flibe中での腐食挙動研究(1)溶融塩純化と電極材料選定

    二宮大輔, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男, 野田信明

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)   2008   F12   2008年3月

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    記述言語：日本語  

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  • 液体ブランケット用水素センサーの電極高度化研究

    大島智子, 大島智子, 近藤正聡, 近藤正聡, 田中将裕, 室賀健夫, 室賀健夫

    プラズマ・核融合学会年会(Web)   25th   2008年

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  • 核融合炉液体ブランケット開発における腐食研究(1)溶融塩Flibe中における鋼材の腐食特性

    近藤正聡, 長坂琢也, 相良明男, 野田信明, 室賀健夫, 名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 渡邉俊智, QI Xu

    材料と環境討論会講演集   54th   165 - 168   2007年10月

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    記述言語：日本語  

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  • 核融合炉液体ブランケットシステム開発における腐食研究(2)液体金属Li中における鋼材の腐食特性

    近藤正聡, QI Xu, 室賀健夫, 長坂琢也, 金村卓治

    材料と環境討論会講演集   54th   169 - 172   2007年10月

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    記述言語：日本語  

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  • 酸化エルビウムのリチウム中腐食生成物

    名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 近藤正聡, 室賀健夫

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2007   L13   2007年9月

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  • 液体ブランケット用水素センサーに関する研究(2)

    近藤正聡, 室賀健夫, 片平幸司, 大島智子

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2007   L43   2007年9月

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    記述言語：日本語  

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  • 高温融体用メカニカルリフトポンプの研究開発

    松下出, 山口正敏, 近藤正聡, 室賀健夫

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)   2007   L45   2007年9月

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  • ICONE15-10588 APPLICATION OF PROTON CONDUCTORS TO HYDROGEN MONITORING FOR LIQUID METAL AND MOLTEN SALT SYSTEMS

    Kondo Masatoshi, Muroga Takeo, Katahira Koji, Oshima Tomoko

    Proceedings of the ... International Conference on Nuclear Engineering. Book of abstracts : ICONE   2007 ( 15 )   "ICONE1510588 - 1"-"ICONE1510588-8"   2007年4月

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    記述言語：英語   出版者・発行元：一般社団法人日本機械学会  

    The chemical control of impurity such as hydrogen and oxygen in coolants is one of the critical issues for the development of liquid metal cooled fast reactors and self-cooled liquid breeder blankets for fusion reactors. Especially, hydrogen (isotopes) level is the key parameter for corrosion and mechanical properties of the in-reactor components. For fission reactors, the monitor of hydrogen level in the melt is important for safety operation. In addition, the control of tritium is essential for the tritium breeding performance of the fusion reactors. Therefore, on-line hydrogen sensing is a key technology for these systems. In the present study, conceptual design for the on-line hydrogen sensor to be used commonly in liquid sodium (Na), lead (Pb), lead-bismuth (Pb-Bi), lithium (Li), lead-lithium (Pb-17Li) and molten salt LiF-BeF_2 (Flibe) was performed. The cell of hydrogen sensor is made of a solid electrolyte. The solid electrolyte proposed in this study is the CaZrO_3-based ceramics, which is well-known as proton conducting ceramics. In this concept, the cell is immersed into the melt which is containing the hydrogen at the partial pressure of P_<H1>. Then, the cell is filled with Ar-H_2 mixture gas at regulated hydrogen partial pressure of P_<H2>. The electromotive force (EMF) is obtained by the proton conduction in the electro chemical system expressed as P_<H1> (melt) | solid electrolyte | P_<H2> (reference gas). The Nernst equation is used for the evaluation of the hydrogen partial pressure from the obtained EMF. The evaluations of expected performance of the sensor in Na, Pb, Pb-Bi, Pb-17Li, Li and Flibe and experimental validation at hydrogen pressures equivalent to those for the melts in the reactor conditions were carried out.

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  • 低放射化フェライト鋼JLF‐1と高純度Flibeとの共存性

    長坂琢也, 近藤正聡, 野田信明, 室賀健夫, 相良明男, 西村秀俊, 鈴木晶大, 寺井隆幸

    日本原子力学会春の年会要旨集(CD-ROM)   2007   M13   2007年3月

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  • 液体ブランケット用水素センサーに関する研究

    近藤正聡, 室賀健夫, 片平幸司, 大島智子

    日本原子力学会春の年会要旨集(CD-ROM)   2007   M44   2007年3月

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    記述言語：日本語  

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  • 酸化エルビウムの自然対流リチウムループ中での腐食挙動

    名倉勝, 鈴木晶大, 寺井隆幸, 近藤正聡, 室賀健夫

    日本原子力学会春の年会要旨集(CD-ROM)   2007   M39   2007年3月

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  • 30pB24P プロトン導電性セラミックスを用いた液体ブランケット用水素センサーに関する研究(真空・第一壁・材料)

    近藤 正聡, 室賀 健夫, 片平 幸司, 大島 智子

    プラズマ・核融合学会年会予稿集   ( 23 )   210 - 210   2006年11月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：社団法人プラズマ・核融合学会  

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  • Metallurgical analysis of a tube ruptured in the lead bismuth corrosion test facility

    M Kondo, M Takahashi

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY   43 ( 2 )   174 - 178   2006年2月

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  • Corrosion of steels in lead-bismuth flow

    M Kondo, M Takahashi, N Sawada, K Hata

    JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY   43 ( 2 )   107 - 116   2006年2月

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  • 学生とシニアの対話;社会の矛盾を双方で考え,学生のキャリアデザイン支援,夢支援

    竹内哲夫, 林勉, 広谷佳範, 近藤正聡, 西山潤, 吉田直弘, 三木陽介, 伊藤菜穂子, 天野治

    日本原子力学会春の年会要旨集   43rd   SO1-SO5   2005年3月

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    記述言語：日本語  

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  • Pb‐Bi冷却直接接触沸騰水型小型高速炉に関する技術開発 III‐(3)超音波流量計センサー接液部の腐食特性‐

    近藤正聡, 高橋実, 荒邦章, 平林勝

    日本原子力学会春の年会要旨集   43rd   348   2005年3月

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  • Pb‐Bi冷却直接接触沸騰水型小型高速炉に関する技術開発 III‐(1)粒状酸化鉛直接浸漬による酸素濃度制御方法の開発‐

    高橋実, 近藤正聡

    日本原子力学会春の年会要旨集   43rd   346   2005年3月

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    記述言語：日本語  

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  • Pb‐Bi冷却直接接触沸騰水型小型高速炉に関する技術開発 III‐(2)鉛ビスマス超音波流量計測に関する研究‐

    荒邦章, 平林勝, 永井桂一, 近藤正聡, 高橋実

    日本原子力学会春の年会要旨集   43rd   347   2005年3月

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  • 2004年秋の大会 : 学生連絡会企画第8回ポスターセッション

    近藤 正聡

    日本原子力学会誌 = Journal of the Atomic Energy Society of Japan   46 ( 12 )   853 - 853   2004年12月

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    記述言語：日本語  

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  • Pb‐Bi冷却直接接触沸騰水型小型高速炉に関する技術開発 II‐(3)チムニー部二相流試験とその流動解析‐

    明石豊宇, 高橋実, 山田亨, 原一幸, 近藤正聡

    日本原子力学会秋の大会予稿集   2004   255   2004年8月

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    記述言語：日本語  

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  • Pb‐Bi冷却直接接触沸騰水型小型高速炉に関する技術開発 I―(7)強制流動鉛ビスマス内におけるCr,Si,Alを含む鋼材の腐食挙動―

    近藤正聡, 高橋実, 沢田直樹, 羽田晃治

    日本原子力学会春の年会要旨集   42nd   442   2004年3月

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    記述言語：日本語  

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  • Pb-Bi冷却直接接触沸騰水型小型高速炉に関する技術開発_II_:_-_(3) チムニー部二相流試験とその流動解析_-_

    明石 豊宇, 高橋 実, 山田 亨, 原 一幸, 近藤 正聡

    日本原子力学会 年会・大会予稿集   2004 ( 0 )   171 - 171   2004年

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    出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

    鉛ビスマス冷却直接接触沸騰水型高速炉(PBWFR)において，高いリフトポンプ効果を得るための，適切な二相流のボイド率分布を得る必要がある。本研究では、多次元二相流解析プログラムを蒸気-水-Pb-Bi二相流の予測に適用するための検証として、チムニー部二相流を模擬した空気-水二相流実験と解析を行い，両者のボイド率分布を比較した。

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  • 流動鉛ビスマス中における鋼材腐食の研究 (1)―鋼材表面の凹凸が酸化被膜形成に与える影響―

    近藤正聡, 高橋実

    材料と環境討論会講演集   50th   165 - 168   2003年10月

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    記述言語：日本語  

    J-GLOBAL

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  • 鉛ビスマス用酸素計の開発(II)

    羽田晃治, 原一幸, 沢田直樹, 近藤正聡, 高橋実

    日本原子力学会秋の大会予稿集   2003   309   2003年8月

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    記述言語：日本語  

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  • 鉛ビスマス環境下における配管破断面の状態観察

    近藤正聡, 高橋実, 羽田晃治

    日本原子力学会秋の大会予稿集   2003   474   2003年8月

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  • 流動鉛ビスマス中の鋼材の腐食特性と酸素制御特性

    近藤正聡, 沢田直樹, 高橋実, 羽田晃治, 吉田晋

    日本機械学会年次大会講演論文集   2003 ( Vol.3 )   241 - 242   2003年8月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：一般社団法人日本機械学会  

    Material corrosion test was carried out for some steels exposed in flowing lead bismuth at the conditions where exposure time, temperature, flow rate, flow velocity, and oxygen potential were 1000h, 550℃, 31/min, 1m/s and 3.7×(10)^<-8>wt%, respectively. After the exposure, the steels were analyzed by SEM/EDX and etc. No trace of erosion was observed. Metal corrosion and oxidation were observed and those effects of Cr, W, and Si on corrosion behavior were investigated. It was found that the contents of Cr and W contributed to the film formation, and Si was effective to reduce the corrosion.

    DOI： 10.1299/jsmemecjo.2003.3.0_241

    CiNii Books

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  • 2233 流動鉛ビスマス中の鋼材の腐食特性と酸素制御特性

    近藤 正聡, 澤田 直樹, 高橋 実, 羽田 晃治, 吉田 晋

    年次大会講演論文集 : JSME annual meeting   2003 ( 3 )   241 - 242   2003年8月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：一般社団法人日本機械学会  

    Material corrosion test was carried out for some steels exposed in flowing lead bismuth at the conditions where exposure time, temperature, flow rate, flow velocity, and oxygen potential were 1000h, 550℃, 31/min, 1m/s and 3.7×(10)^&lt;-8&gt;wt%, respectively. After the exposure, the steels were analyzed by SEM/EDX and etc. No trace of erosion was observed. Metal corrosion and oxidation were observed and those effects of Cr, W, and Si on corrosion behavior were investigated. It was found that the contents of Cr and W contributed to the film formation, and Si was effective to reduce the corrosion.

    DOI： 10.1299/jsmemecjo.2003.3.0_241

    CiNii Books

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  • 鉛ビスマス用耐熱応力型酸素濃度計の開発

    高橋実, 近藤正聡, 吉田晋, 沢田直樹, 松崎淳

    日本原子力学会春の年会要旨集   41st   597   2003年3月

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    記述言語：日本語  

    J-GLOBAL

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  • 鉛ビスマス循環ループのポンプ・流量計の開発

    沢田直樹, 高橋実, 近藤正聡

    日本原子力学会春の年会要旨集   41st   516   2003年3月

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    記述言語：日本語  

    J-GLOBAL

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  • Research Study for Development of Pb-Bi Cooled Direct Contact Boiling Water Small Fast Reactor

    M. Takahashi, T. Iguchi, A. Otsubo, M. Kondo, Y.Qi, S.Yoshida, N. Sawada, Y.Hoshi, H.Nei T.Obara, H.Sekimoto, K.Hata, K.Hara, S.Uchida, H.Osada, Y.Kasahara, K

    2003 Annual Physics Seminar Proc., Oct. 2,Bandung, Indonesia.   3   239 - 240   2003年

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受賞

  • 第4回 日本原子力学会材料部会 Best Figure賞

    2022年3月   一般社団法人 日本原子力学会材料部会   FeCrAl-ODS合金の表面をスクラッチして現れた流れ星にかける願い

    宮川幸大, 畑山奨, 菱沼良光, 大野直子, 田中照也, 坂本寛, 近藤正聡

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  • PITCH Founders Award

    2021年9月   東京工業大学工学院  

    今泉瑛介、宮川幸大、正木晴也、北村嘉規、西尾龍乃介、近藤正聡

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  • 令和二年度 核融合炉工学共同研究優秀賞

    2021年7月   国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構   核融合中性子源照射モジュールの液体金属伝熱媒体と鉄鋼材料の材料共存性に関する実験的研究

    近藤正聡、保坂龍広、佐藤聡

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  • 東京工業大学リサーチフェスティバル2018 ベストプレゼンテーション賞

    2018年11月   東京工業大学   SF映画技術実現化への挑戦、<液体金属アーマーロボット>

    近藤正聡

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  • 吉川允二核融合エネルギー奨励賞

    2017年9月   核融合エネルギーフォーラム   超高純度鉛リチウム合金の主成分が有する優位性の協奏的発現に関する研究

    近藤正聡

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    受賞区分：国内外の国際的学術賞  受賞国：日本国

    http://www.fusion.qst.go.jp/fusion-energy-forum/award/prize/files/guidance_h29.pdf

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  • 平成29年度挑戦的研究賞

    2017年7月   東京工業大学   過酷流動環境下における機能分担型多重界面構造の機能発現実証研究

    近藤正聡

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    受賞国：日本国

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  • H29年度萌芽研究

    2017年6月   東京工業大学 先導原子力研究所   電気化学的定常診断法による機能性材料の力学的健全性評価

    近藤正聡

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    受賞国：日本国

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  • 東京工業大学「先導原子力研究所」のロゴマーク最優秀賞（採用作品）

    2016年12月   東京工業大学 先導原子力研究所  

    近藤正聡

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    受賞国：日本国

    「先導原子力研究所」のロゴマークとして採用された。

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  • POSTER PRESENTATION AWARD (INES-5)

    2016年11月   東京工業大学、先導原子力研究所   Oxidation characteristics of lead alloy coolant in air ingress accident

    近藤正聡

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    受賞区分：国際学会・会議・シンポジウム等の賞  受賞国：日本国

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  • Recognized reviewer- Fusion Engineering and Design

    2016年11月   Elsevier  

    近藤正聡

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  • Outstanding reviewer- Journal of Nuclear Materials

    2016年8月   Elsevier  

    Masatoshi KONDO

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    受賞区分：学会誌・学術雑誌による顕彰 

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  • Winner in the ICONE-24 Student Best Paper competition

    2016年6月   ICONE24 organaizing committee   ICONE24-60998 Study on Stability of Liquid Jet for Liquid Lithium Target of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT)

    Yuki Maehara, Masatoshi KONDO, Minoru TAKAHASHI

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    受賞区分：国際学会・会議・シンポジウム等の賞  受賞国：アメリカ合衆国

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  • Recognized reviewer - Journal of Nuclear Materials

    2016年4月   Elsevier  

    Masatoshi KONDO

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    受賞区分：学会誌・学術雑誌による顕彰 

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  • レーザー研シンポジウム2016 ベストポスター賞

    2016年4月   大阪大学レーザーエネルギー学研究センター共同研究専門委員会   Pb-17Li撹拌流動場における不純物除去に関する研究

    近藤正聡, 乗松孝義, 石井政臣, 室賀健夫, NIF

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    受賞区分：国内学会・会議・シンポジウム等の賞  受賞国：日本国

    大阪大学レーザーエネルギー学研究センターと3年間実施した双方向型共同研究『Pb-17Li攪拌流動場における不純物除去に関する研究』に関する受賞

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  • 平成27年度 「研究の種発掘」支援

    2015年7月   東京工業大学   動的な合金化プロセスによる高温溶融アルカリ金属の瞬時不活性化に関する研究

    近藤正聡

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    受賞国：日本国

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  • Outstanding Reviewer - Fusion engineering and Design

    2015年5月   Elsevier  

    Masatoshi KONDO

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    受賞区分：学会誌・学術雑誌による顕彰 

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  • Recognized reviewer - Journal of Nuclear Materials

    2014年1月   Elsevier  

    Masatoshi KONDO

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    受賞区分：学会誌・学術雑誌による顕彰 

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  • 日本原子力学会第５回核融合工学部会賞 奨励賞

    2008年9月   社団法人日本原子力学会核融合工学部会   液体金属および溶融塩中の腐食機構に関する研究

    近藤正聡

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    受賞区分：国内学会・会議・シンポジウム等の賞  受賞国：日本国

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  • World Nuclear University Fellow

    2005年8月   世界原子力大学  

    Masatoshi KONDO

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  • 東京工業大学COE-INESベストキャプテンシップアワード

    2005年1月   東京工業大学  

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  • 東京工業大学大学院理工学研究科原子核工学専攻優秀修士論文発表賞

    2004年3月   東京工業大学   Study on Corrosion and Erosion Mechanism of Steels in a Liquid Lead Bismuth

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    受賞国：日本国

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  • 日本原子力学会秋の大会優秀ポスター発表賞

    2003年9月   日本原子力学会  

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    受賞区分：国内学会・会議・シンポジウム等の賞 

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  • 日本原子力学会春の年会優秀ポスター発表賞

    2003年3月   日本原子力学会  

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    受賞区分：国内学会・会議・シンポジウム等の賞 

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共同研究・競争的資金等の研究課題

  • 核融合炉の液体金属ブランケットにおけるMHD圧力損失低減を目指したFeCrAl合金製円管内壁の酸化処理最適化に関する研究

    研究課題/領域番号：20245005  2024年4月 - 2025年3月

    物質・デバイス領域共同研究拠点  次世代若手協働研究課題  次世代若手共同研究

    武藤龍平, 松尾保孝, 遠堂敬史, 近藤正聡

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  • 高温の液体金属および固液界面におけるエレクトロマイグレーション現象のダイナミクス

    研究課題/領域番号：23K17676  2023年6月 - 2026年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  挑戦的研究(萌芽)

    近藤 正聡, 浜地 志憲

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    配分額：6370000円 （ 直接経費：4900000円 、 間接経費：1470000円 ）

    核融合炉の第一壁を液体金属で覆い高熱負荷などから保護する液体壁概念が検討されてきた。こうした液体壁概念における化学的共存性の課題などを背景として、本研究の目的は、高温の液体金属および固液金属界面において電子風により生じうるエレクトロマイグレーション(Electro Migration: EM)現象のダイナミクスを世界に先駆けて明らかにする事である。核融合炉の燃料増殖材である液体リチウム鉛合金を用いた試験では、ＥＭ現象が腐食プロセスにおける金属原子の溶出と輸送に与える影響を調べる。2024年度は、エレクトロマイグレーション試験装置の整備と予備試験結果の解析を実施した。液体金属を介して正極側と負極側に304オーステナイト鋼(Fe-18Cr-8Ni)試験片を設置し、電流を印加しながら腐食試験を実施した。温度は500℃、接液界面における電流密度は3.7 A/cm2であり試験時間は250時間である。正極側では、電子風により運動量を付加された鉛原子がオーステナイト鋼表面に衝突を繰り返した事により腐食が大きく促進される事がわかった。一方で負極側では鉛が正極側に押されることで不純物が負極側に押し出されることで濃縮し析出物を形成することがわかった。こうした事について、固体金属におけるエレクトロマイグレーションモデルをベースとした、液体金属の場合のモデルを構築し、腐食に与える影響を定性的に評価した。こうした成果を日本原子力学会2024年春の年会＠近畿大学にて発表した。

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  • FeCrAl-ODSの鉛冷却SMRにおける応力-腐食重畳 環境下の構造健全性工学

    研究課題/領域番号：23K26540  2023年4月 - 2026年3月

    基盤研究(B)

    大野直子, 近藤正聡, 笠田竜太

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  • FeCrAl-ODSの鉛冷却SMRにおける応力-腐食重畳環境下の構造健全性工学

    研究課題/領域番号：23H01895  2023年4月 - 2026年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

    大野 直子, 近藤 正聡, 笠田 竜太, 余 浩

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    配分額：19110000円 （ 直接経費：14700000円 、 間接経費：4410000円 ）

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  • FeCrAl-ODSの鉛冷却SMRにおける応力-腐食重畳環境下の構造健全性工学

    研究課題/領域番号：23K26588  2023年4月 - 2026年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

    大野 直子, 余 浩, 笠田 竜太, 近藤 正聡

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    配分額：19110000円 （ 直接経費：14700000円 、 間接経費：4410000円 ）

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  • 自己保全機能を有する絶縁性酸化被覆によるMHD流れの制御技術の構築

    研究課題/領域番号：21H01060  2021年4月 - 2025年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 基盤研究(B)  基盤研究(B)

    近藤 正聡, 菱沼 良光, 田中 照也, 大野 直子, 植木 祥高, 浜地 志憲

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    配分額：12220000円 （ 直接経費：9400000円 、 間接経費：2820000円 ）

    本研究の目的は、液体金属と化学的に共存するAl系酸化被膜を自己形成するFeCrAl合金を応用する事により磁場下のMHD圧力損失の課題を解決する事である。2021年度は、Kanthal(カンタル社)製のAPMT合金(Fe-22Cr-5Al-3Mo)や2種類のFeCrAlZr-ODS合金(Fe-12Cr-6Al-Zr-0.49Y2O3-0.24Ex.O、Fe-15Cr-6Al-Zr-0.47Y2O3-0.22Ex.O)、積層造形型FeCrAlNi合金(Fe-18Cr-12Ni-5Al-2Mo)を対象に、(1) Al系酸化被膜の形成制御試験、(2) 液体金属下での化学的安定性試験、(3) 液体金属浸漬前後の被膜付着強度評価、(4) Al系酸化被膜の高温時導電率評価、(5) Al系酸化被膜によるMHD圧力損失抑制数値シミュレーション、について研究を実施した。(1)では、大気環境下における酸化挙動は酸化時間よりも温度により大きく影響を受ける事が分かり、1000 ℃以上で厚さ1 μm程度の緻密な組織のα-Al2O3被膜を安定して得られる事がわかった。(2)では、液体増殖材である液体リチウム鉛合金(LiPb)や液体ダイバータの冷却材である液体錫(Sn)を用いた腐食試験において、材料共存性を大きく改善する事がわかった。特に、900 ℃のLiPb中においても共存性改善機能を発揮する事がわかった。 (3)では、核融合科学研究のスクラッチ試験装置を用いて液体金属浸漬前後の被膜付着強度を評価する事に成功した。 (4)において、核融合科学研究所の酸化被膜電気伝導計測装置を用いてα-Al2O3被膜の導電率を計測したところ、1000 Kにおいて約1x10-7 S/mという高抵抗率を有している事がわかり、(5)においてMHD圧力損失抑制における十分な電流遮断能力がある事を数値解析により明らかにした。

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  • 自己保全機能を有する絶縁性酸化被覆によるMHD流れの制御技術の構築

    研究課題/領域番号：23K20836  2021年4月 - 2025年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(B)

    近藤 正聡, 菱沼 良光, 田中 照也, 大野 直子, 植木 祥高, 浜地 志憲

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    配分額：12220000円 （ 直接経費：9400000円 、 間接経費：2820000円 ）

    FeCrAl合金が高温大気中において形成する保護性アルファAl2O3被膜を利用した、核融合炉液体増殖ブランケットのMHD圧力損失低減機構に関する研究について、実験とシミュレーションの両方から取り組んだ。
    FeCrAl合金を円環流路などに加工する場合には、ワイヤー放電加工を用いる場合があるが、この際に加工面に生じる再凝固層が被膜形成に与える影響について調べた。再凝固層は加工面の研磨などに除去可能であるが、部分的に残った場合には、異常酸化物の形成を引き起こし、健全な被膜の形成を阻害する可能性があることが分かった。この時、被膜の導電率が大きくなり、MHD圧力損失抑制効果が低下することもわかった。ただし、大気中における酸化処理の温度を、従来の1273Kから1373Kに上げることにより、異常酸化物の下にアルファAl2O3被膜を形成することが可能であり、電気絶縁性の低下を抑制することができることがわかった。
    また、被膜の基材に対する密着性に関しては、様々な条件で形成したに対してスクラッチ試験を実施した結果、アルファAl2O3被膜被膜と基材の界面に凹凸がある場合に、アンカー効果が発生し、密着性が向上することがわかった。活性元素(Ti, Y, Zr)を含むZrの場合は、酸化被膜の成長が適度に不均一であり、密着性を向上させる効果が発言しやすいことがわかった。この成果はSurface and Coating Technology誌に掲載された。更に、被膜の構造や密着性に対する温度変化履歴の影響を明らかにするために、サーマルサイクル試験を実施し、サーマルサイクルが被膜の密着性に与える影響は小さいことが分かった。
    FeCrAl合金が形成する保護性アルファAl2O3被膜によるMHD圧力損失抑制効果を明らかにするために試験スタンドを設計、製作し、その計測系の基礎的な性能を水実験により明らかにした。

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  • 超高速中性子と高レベル廃棄物の有効利用による革新的核変換核融合炉の提案

    研究課題/領域番号：17H06231  2017年6月 - 2020年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 挑戦的研究(開拓)  挑戦的研究(開拓)

    橋爪 秀利, 山村 朝雄, 染谷 洋二, 岡本 敦, 金 聖潤, 遊佐 訓孝, 近藤 正聡, 宍戸 博紀

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    配分額：25740000円 （ 直接経費：19800000円 、 間接経費：5940000円 ）

    核融合炉に長寿命核分裂物質を含むCsを装荷した場合の、核変換量、生成核種、核発熱等評価のための中性子輸送解析及び燃焼解析を実施し、核融合中性子による消滅処理の妥当性検討を行った。ブランケット材の溶融塩Flibe (LiF-BeF2)にCsFを混ぜ込んだ体系にて数値解析を実施し、核融合出力1 GWtに対してCs-135の消滅量は1年あたり7.4 kgとなり、サポートファクターとして15程度になるとの結果を得た。さらに、LiF-BeF2-CsFの三元系溶融塩に対し分子動力学計算によって熱物性評価を実施した。CsFモル比を10％以下に抑えることが出来れば熱物性への影響は大きくないことを確認した。
    発熱各種であるCs-137及びSr-90に対しても同様の数値解析評価を実施した。当該核種は中性子吸収断面積が極めて小さいため、高エネルギー核融合中性子によるノックアウト反応を利用した核変換を期待したが、十分な消滅量となるような装荷条件等は現状得られていない。
    核変換システムを有する核融合炉を導入した場合の、核燃料サイクルにおける重元素のインベントリ推移について、簡単なシステムダイナミクスコードを作成し評価した。熱出力がそれぞれ1 GWt、2 GWtの核融合炉導入により、国内におけるMA核種のインベントリは平衡に達することを確認した。
    核融合炉による核変換によりMAの大部分はPu-238へと変わるため、これらを高速炉に装荷した場合の炉心成立性を中性子輸送解析により評価した。Pu-238の核分裂断面積はPu-239と比して小さいため、実効増倍係数は単純に低下するものの、運転期間に伴う実効増倍係数の減少は抑えられえおり、条件を見直すことでより長期間運転が可能となる新燃料を提案できる可能性があることが示唆された。

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  • 動的な合金化プロセスによる高温溶融アルカリ金属の瞬時不活性化に関する研究

    研究課題/領域番号：16K14526  2016年4月 - 2019年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 挑戦的萌芽研究  挑戦的萌芽研究

    近藤 正聡

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    配分額：3380000円 （ 直接経費：2600000円 、 間接経費：780000円 ）

    核融合炉の液体燃料増殖材やIFMIFの液体ターゲット、高速炉の冷却材として、溶融アルカリ金属(リチウム(Li)やナトリウム(Na))の応用が期待されている。しかし溶融アルカリ金属は酸素や水と反応して燃焼するため安全上の課題がある。本研究では、溶融アルカリ金属漏洩事故時の対策技術として、合金プロセスを応用した安定化手法として、従来の窒息消火法とは全く異なる独創的且つ斬新なメソッドに挑戦している。
    H28年度は、Liに対してPbを投入して合金化・安定化させるプロセスにおいて形成されるLiリッチな鉛(Pb)-Liについて研究を実施した。核融合炉の液体燃料増殖材として期待され、既に研究が実施されているPb-15Li合金(Li濃度15mol%)に対して、約2倍のリチウム濃度のPb-28Li, 更に3倍のリチウム濃度のPb-45Liの合成を行った。また、これらの合金の化学的安定性、材料共存性、不純物の吸放出挙動、大気環境下反応性を明らかにした。
    H29年度は、合金化プロセスにおける酸素や水、二酸化炭素等の環境非金属不純物の影響や合金物性に対する純度の影響について調べた。環境非金属不純物の少ない減圧条件下で合成した合金の熱拡散率を計測したところ後者のものに比べて28%程度大きい事が分かった。これは、リチウムが非金属不純物等により酸化する事なく、合金構成元素として優れた伝熱性能を発揮したためであると思われる。これにより、リチウム漏洩時における合金化プロセスを考えると、純度の高い鉛を散布して合金化させる事により、漏洩液体金属の効率的な放熱と温度低下を期待できる事が分かった。
    平成30年度は、動的な合金化試験を完了すると共に、大気環境下や不活性雰囲気下における本手法の適用性について体系的に纏め、その成果を発表した。

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  • 先進ブランケット用機能分担型多重界面構造の創生と過酷環境下自己修復機能発現解析

    研究課題/領域番号：16H04617  2016年4月 - 2019年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 基盤研究(B)  基盤研究(B)

    近藤 正聡, 菱沼 良光, 田中 照也, 佐々木 一哉, 松村 義人, 相良 明男, 八木 重郎

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    配分額：12090000円 （ 直接経費：9300000円 、 間接経費：2790000円 ）

    核融合炉先進ブランケットの熱エネルギーは熱交換器界面を経由して一次冷却系から二次冷却系に輸送される。熱交換器の界面構造設計は、安全性やトリチウム(T)経済に直結する重要課題である。本研究の目的は、耐食性被覆とT透過防止被覆を積層する機能分担型多重被覆構造に自己修復機構を付加させる事により実機実装が可能な革新的熱交換界面構造を開発する事である。熱力学的に安定な酸化物層の耐食性、緻密酸化被膜のT透過防止機能と自己修復性を過酷環境下で同時に発現させる。定常診断法として電気化学インピーダンス法に加え水晶振動子質量計測法を新たに採用し、構造内欠陥発生、自己修復、腐食、腐食生成物析出のIn－situ界面構造評価に機構論的に取り組む。
    H28年度は、酸化被膜型機能性界面の液体金属環境下共存性、水素透過特性、電気化学特性を明らかにした。また、界面構造の物質移行をオンラインで評価する手法として水晶振動子計測装置を導入した。
    H29年度は、耐食性、水素同位体透過抑制、電気絶縁機能を有する緻密な酸化物としてジルコニア(ZrO2)に注目し、ZrO2と金属ジルコニウム(Zr)をステンレス鋼に積層させた機能分担型界面構造を開発した。酸化反応によりZrO2膜を形成する金属Zr層を構造材料であるステンレス鋼(316Lタイプ鋼)に対して固層拡散接合法により積層させた。このZrO2層が部分的に破損した場合、液体金属中から酸素が金属層に供給されて部分的な酸化反応が生じるため、破損部が選択的に修復する。金属Zr層と316L鋼との接合強度を改善するために、CuやNbをインサーション金属とした界面構造も開発した。また、液体金属(Pb-Bi、Pb、Sn）中におけるZrO2層の共存性を腐食試験（温度条件: 500℃、浸漬時間: 約300時間)により調べた。ZrO2層が優れた耐食性を示す事がわかった。

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  • 液体金属鉛リチウム場における溶存酸素・材料界面特性の同時評価

    研究課題/領域番号：25820437  2013年4月 - 2016年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 若手研究(B)  若手研究(B)

    近藤 正聡

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    配分額：3380000円 （ 直接経費：2600000円 、 間接経費：780000円 ）

    (1) 粒状Pbと粒状Liを予め混合した状態で加熱し合金を合成する手法を開発した。意図しない高融点合金の合成を回避し目的の組成の合金の合成に成功した。原料に含まれる不純物が合成後の合金の純度に影響する機構について昇温ガス脱離分析法を用いて明らかにした。(2) 溶融鉛環境下において、Y2O3やZrO2のように大きな抵抗を有する酸化被膜の電気的情報を電気化学インピーダンス法（EIS）によりIn-situで取得可能である事がわかった。(3) 溶融鉛中において、固体電解質センサーを用いて溶存酸素濃度を監視しながら、EISによりZr酸化物の性状をIn-situで評価する事に成功した。

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  • 核融合炉水素化物遮蔽ブロックの水素保持特性評価および特性向上・長寿命化の研究

    研究課題/領域番号：25289344  2013年4月 - 2016年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 基盤研究(B)  基盤研究(B)

    田中 照也, 相良 明男, 菱沼 良光, 近藤 正聡, 吉野 正人, 坂上 裕之, 牟田 浩明, 田村 仁

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    配分額：10530000円 （ 直接経費：8100000円 、 間接経費：2430000円 ）

    市販のZrH2、TiH2粉末を用いて、CIP（低温等方プレス）によるブロック体試作を行い（約2.5x2.5x2.5cm3等、398MPa）、各々、理論密度に対して80%、85%の相対密度を得た。また、銅メッキを施したTiH2粉末に対する両軸プレス試料では、水素化物の実効密度が約95%相当と評価され、高密度化に有効である可能性を見出した。核融合炉の事故時における水素保持特性を調べるために、原料粉末の高真空、Ar、He+H2、空気中における昇温脱離データを取得し、核融合炉内における有効な配置方法とともに、使用形態、雰囲気制御の提案を行った。特にZrH2では、酸化に伴う水素放出温度の低下が著しい。

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  • 液体金属鉛リチウム場における溶存酸素・材料界面特性の同時評価

    2013年 - 2015年

    文部科学省  科学研究費補助金(若手研究(B)) 

    近藤 正聡

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    担当区分：研究代表者  資金種別：競争的資金

    配分額：3380000円 （ 直接経費：2600000円 、 間接経費：780000円 ）

    液体金属鉛静止場における浸漬材料の表面酸化挙動を、電気化学インピーダンス法を用いてオンライン評価した。試験材料として、核融合炉の候補構造材料である低放射化フェライト鋼JLF-1(Fe-9Cr-2W-0.1C)やSUS316(Fe-18Cr-12Ni-2Mo)、これらの鋼材構成元素である鉄とクロム、表面に酸化物が形成された場合に機能性材料（水素透過防止膜や絶縁被覆）としての機能が期待されるイットリウム、エルビウム、ジルコニウム、アルミニウムを用いた。30ccの液体鉛をアルミナ坩堝に充填し、環境雰囲気を空気もしくはAr(純度99.999%)の条件で、試験材料の短冊状試験片を電極として浸漬し、接液界面の構造を電気化学インピーダンス法により評価した。参照極としてSUS316ワイヤーを浸漬した。測定結果をボード線図とナイキスト線図として表し、時定数などの情報から、接液界面に形成された酸化被膜の物性、膜厚、クラックの有無などを評価した。浸漬測定試験後、電極の表層に形成された酸化物の金相観

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  • 核融合炉水素化物遮蔽ブロックの水素保持特性評価および特性向上・長寿命化の研究

    2013年 - 2015年

    文部科学省  科学研究費補助金(基盤研究(B)) 

    田中 照也

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    資金種別：競争的資金

    配分額：10530000円 （ 直接経費：8100000円 、 間接経費：2430000円 ）

    本研究課題では、水素化物粉末プレスによるブロック体を試作し、その水素保持特性の評価と特性向上を目指している。今年度、本研究で使用する市販TiH2、ZrH2粉末材料についてTG－DTA測定を行い、水素含有量、高温での水素脱離、及び、酸化特性に関する基礎データを確認した。また、ブロック試作の第一段階として、超硬ダイスを用いた室温プレス成型により10mmφx1~2mm厚のディスクを試作した。この手法によりTiH2、ZiH2ディスクの密度を理論密度の90％程度とするための圧力は、各々、900MPa、1200MPaであった。室温から350℃までの熱伝導率については、14W/m/Kと7W/m/K程度であり、バルク水素化物の熱伝導率の文献値と比較して、各々約70％、10％であった。これら基礎データは、今後のブロック大型化の検討や核融合炉における水素化物中性子遮蔽体の特性評価、除熱設計に利用するとともに、高密度化、水素保持・熱伝導特性向上の研究を推進する。本課題における水素保持安定性評価の際

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  • ナノ粒子制御による低放射化バナジウム合金の高温長寿命化

    研究課題/領域番号：22360392  2010年 - 2012年

    文部科学省  科学研究費補助金(基盤研究(B))  基盤研究(B)

    室賀 健夫

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    資金種別：競争的資金

    配分額：17550000円 （ 直接経費：13500000円 、 間接経費：4050000円 ）

    核融合炉構造材候補材として有望視されている低放射化バナジウム合 金の高温特性をさらに向上させ、使用温度の高温化を図ることを目指し、段階的な加工熱処理 により高密度析出を発生させる方法と、メカニカルアロイングによりナノ粒子を高密度に分散 させる方法により強化したV-4Cr-4Ti 合金を試作した。高温クリープ試験を中心に各種強度試 験を行い、強化法の有効性を実証するとともに、強化機構を明らかにした。

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  • ナノ粒子制御による低放射化バナジウム合金の高温長寿命化

    研究課題/領域番号：22360392  2010年 - 2012年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 基盤研究(B)  基盤研究(B)

    室賀 健夫, 長坂 琢也, 菱沼 良光, 八木 重郎, 近藤 正聡

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    配分額：17550000円 （ 直接経費：13500000円 、 間接経費：4050000円 ）

    核融合炉構造材候補材として有望視されている低放射化バナジウム合 金の高温特性をさらに向上させ、使用温度の高温化を図ることを目指し、段階的な加工熱処理 により高密度析出を発生させる方法と、メカニカルアロイングによりナノ粒子を高密度に分散 させる方法により強化したV-4Cr-4Ti 合金を試作した。高温クリープ試験を中心に各種強度試 験を行い、強化法の有効性を実証するとともに、強化機構を明らかにした。

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  • 液体ブランケットシステム構築に向けた溶融塩循環系での水素と熱の回収

    2009年 - 2012年

    文部科学省  科学研究費補助金(基盤研究(A)) 

    相良 明男

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    資金種別：競争的資金

    配分額：45760000円 （ 直接経費：35200000円 、 間接経費：10560000円 ）

    溶融塩ブランケットの循環条件での水素と熱の回収両立実験を世界で初めて行うためのFlinak ループ装置Orosh2i-1 の設計および構築を行い、開発した高温(500℃以上)溶融塩用遠心ポンプによる正確なFlinak 流動制御に成功した。また、高い固有安全性を有するブランケットシステム構築に必須となる高温Flinak 用水素センサー、水素回収モジュール、水素透過抑制被覆、耐食窒化被覆、等の要素技術、及び、統合技術開発研究、高温Flinakへの水素吸蔵・放出特性等の発電ブランケット設計に必要となる基礎データの取得を大きく進展させた。

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  • 液体ブランケットシステム構築に向けた溶融塩循環系での水素と熱の回収

    研究課題/領域番号：21246141  2009年 - 2012年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 基盤研究(A)  基盤研究(A)

    相良 明男, 西村 新, 室賀 健夫, 長坂 琢也, 田中 照也, 菱沼 良光, 後藤 拓也, 近藤 正聡, 八木 重郎, 渡邉 崇, 深田 智

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    配分額：45760000円 （ 直接経費：35200000円 、 間接経費：10560000円 ）

    溶融塩ブランケットの循環条件での水素と熱の回収両立実験を世界で初めて行うためのFlinak ループ装置Orosh2i-1 の設計および構築を行い、開発した高温(500℃以上)溶融塩用遠心ポンプによる正確なFlinak 流動制御に成功した。また、高い固有安全性を有するブランケットシステム構築に必須となる高温Flinak 用水素センサー、水素回収モジュール、水素透過抑制被覆、耐食窒化被覆、等の要素技術、及び、統合技術開発研究、高温Flinakへの水素吸蔵・放出特性等の発電ブランケット設計に必要となる基礎データの取得を大きく進展させた。

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  • 核融合炉液体ブランケットにおける金属蒸気の腐食化学

    研究課題/領域番号：21760695  2009年 - 2010年

    文部科学省  科学研究費補助金(若手研究(B))  若手研究(B)

    近藤 正聡

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    担当区分：研究代表者  資金種別：競争的資金

    配分額：3380000円 （ 直接経費：2600000円 、 間接経費：780000円 ）

    核融合炉のブランケットシステムにおいて液体金属や溶融塩を自己冷却型トリチウム増殖材として用いる事が検討されている。本研究の目的は、これらの高温融体から発生する蒸気の基礎特性を理解し、それによる材料腐食の機構を明らかにすることである。そこで、金属蒸気中で腐食試験を実施する事が可能な装置を設計し開発した。この装置は、金属蒸気場の条件として重要な蒸気圧を測定する機能も有している。腐食試験において材料表面に付着したリチウム等の金属元素の微量分析の手法を開発した。

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  • 核融合炉液体ブランケットにおける金属蒸気の腐食化学

    研究課題/領域番号：21760695  2009年 - 2010年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 若手研究(B)  若手研究(B)

    近藤 正聡

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    配分額：3380000円 （ 直接経費：2600000円 、 間接経費：780000円 ）

    核融合炉のブランケットシステムにおいて液体金属や溶融塩を自己冷却型トリチウム増殖材として用いる事が検討されている。本研究の目的は、これらの高温融体から発生する蒸気の基礎特性を理解し、それによる材料腐食の機構を明らかにすることである。そこで、金属蒸気中で腐食試験を実施する事が可能な装置を設計し開発した。この装置は、金属蒸気場の条件として重要な蒸気圧を測定する機能も有している。腐食試験において材料表面に付着したリチウム等の金属元素の微量分析の手法を開発した。

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  • 液体ブランケット用水素(同位体)センサー・ポンプの電極高度化研究

    研究課題/領域番号：20049008  2008年 - 2009年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 特定領域研究  特定領域研究

    近藤 正聡, 田中 将裕, 室賀 健夫

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    配分額：2000000円 （ 直接経費：2000000円 ）

    核融合炉の液体増殖材ブランケット中に溶解している水素・水素同位体の量をオンラインでモニタリングする手段として、固体電解質水素センサの電極の開発研究を実施した。液体増殖ブランケットのような腐食・還元雰囲気下で固体電解質を水素センサとして機能させるためには、固体電解質表面を保護する必要がある。そこでパラジウム(Pd)の高い水素透過性に着目した。まず、腐食に対する保護性を有するような緻密膜状電極を形成するために、Pdの塗布方法や適切な熱処理条件を調べた。この保護性を腐食試験により確認した上で、電極として固体電解質表面に取り付けて水素・アルゴン混合ガス雰囲気中で試験し、その機能を調べた。センサ起電力はネルンストの式で評価される理論起電力に良く合致する事がわかった。これにより、Pd緻密膜電極は、従来使用されてきたPt電極と同様に、電極として安定に機能する事がわかった。Pd緻密膜電極の電極反応のメカニズムを調べた結果、緻密膜電極と固体電解質との界面における3相界面により電極反応が生じていることがわかった。更に、この電極を塗布した固体電解質水素センサを液体増殖材Flinak中に浸漬し、水素濃度のオンライン試験を実施した。Flinak中の水素濃度を、Flinak自由液面の気液平衡により制御したところ、そのセンサ起電力はネルンストの式で評価される理論起電力に良く合致した。つまり、本研究で開発したPd緻密膜電極を用いたことによりFlinak中の水素濃度の測定に成功したといえる。

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  • 液体ブランケット用水素(同位体)センサー・ポンプの電極高度化研究

    研究課題/領域番号：20049008  2008年 - 2009年

    文部科学省  科学研究費補助金(特定領域研究)  特定領域研究

    近藤 正聡

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    担当区分：研究代表者  資金種別：競争的資金

    配分額：2000000円 （ 直接経費：2000000円 ）

    核融合炉の液体増殖材ブランケット中に溶解している水素・水素同位体の量をオンラインでモニタリングする手段として、固体電解質水素センサの電極の開発研究を実施した。液体増殖ブランケットのような腐食・還元雰囲気下で固体電解質を水素センサとして機能させるためには、固体電解質表面を保護する必要がある。そこでパラジウム(Pd)の高い水素透過性に着目した。まず、腐食に対する保護性を有するような緻密膜状電極を形成するために、Pdの塗布方法や適切な熱処理条件を調べた。この保護性を腐食試験により確認した上で、電極として固体電解質表面に取り付けて水素・アルゴン混合ガス雰囲気中で試験し、その機能を調べた。センサ起電力はネルンストの式で評価される理論起電力に良く合致する事がわかった。これにより、Pd緻密膜電極は、従来使用されてきたPt電極と同様に、電極として安定に機能する事がわかった。Pd緻密膜電極の電極反応のメカニズムを調べた結果

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  • 低放射化材料・液体金属増殖材間の動的物質移行と材料健全性

    研究課題/領域番号：19206100  2007年 - 2009年

    文部科学省  科学研究費補助金(基盤研究(A))  基盤研究(A)

    室賀 健夫

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    資金種別：競争的資金

    配分額：41990000円 （ 直接経費：32300000円 、 間接経費：9690000円 ）

    核融合炉ブランケット候補液体金属増殖材である液体リチウムとリチウム鉛合金および低放射化候補構造材である低放射化フェライト鋼(JLF-1)とバナジウム合金、酸化物分散強化鋼(ODS鋼)間の腐食特性と材料の特性変化を明らかにした。特に、静止場と流動場の差、不純物窒素、酸素、炭素の影響を求めると共に、周辺材料との物質移行過程を明らかにし、液体金属ブランケットの物質移行制御への指針を得た。

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  • 低放射化材料・液体金属増殖材間の動的物質移行と材料健全性

    研究課題/領域番号：19206100  2007年 - 2009年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 基盤研究(A)  基盤研究(A)

    室賀 健夫, 長坂 琢也, 田中 照也, 近藤 正聡, 菱沼 良光

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    配分額：41990000円 （ 直接経費：32300000円 、 間接経費：9690000円 ）

    核融合炉ブランケット候補液体金属増殖材である液体リチウムとリチウム鉛合金および低放射化候補構造材である低放射化フェライト鋼(JLF-1)とバナジウム合金、酸化物分散強化鋼(ODS鋼)間の腐食特性と材料の特性変化を明らかにした。特に、静止場と流動場の差、不純物窒素、酸素、炭素の影響を求めると共に、周辺材料との物質移行過程を明らかにし、液体金属ブランケットの物質移行制御への指針を得た。

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  • 液体ブランケット用オンライン水素センサーの開発

    研究課題/領域番号：19760599  2007年 - 2008年

    日本学術振興会  科学研究費助成事業 若手研究(B)  若手研究(B)

    近藤 正聡

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    配分額：3750000円 （ 直接経費：3300000円 、 間接経費：450000円 ）

    核融合炉の液体ブランケットシステム内のような強還元雰囲気で安定な固体電解質を用いた液体ブランケット用オンライン水素センサーを開発した。開発したセンサーの基礎的特性を、水素混合ガス雰囲気及び液体金属雰囲気条件で明らかにした。

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  • 液体ブランケット用オンライン水素センサーの開発

    研究課題/領域番号：19760599  2007年 - 2008年

    文部科学省  科学研究費補助金(若手研究(B))  若手研究(B)

    近藤 正聡

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    担当区分：研究代表者  資金種別：競争的資金

    配分額：3750000円 （ 直接経費：3300000円 、 間接経費：450000円 ）

    核融合炉の液体ブランケットシステム内のような強還元雰囲気で安定な固体電解質を用いた液体ブランケット用オンライン水素センサーを開発した。開発したセンサーの基礎的特性を、水素混合ガス雰囲気及び液体金属雰囲気条件で明らかにした。

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メディア報道

  • 高性能核融合炉ブランケットの新概念に見通し

    東工大・横国大・QSTによる合同プレスリリース  yahoo news, 日刊工業新聞 他  2022年2月

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