An Estimation of the Thermal Proper-ties of Pu-rich Metallic Fuel
N.Odaira, Y.Arita
Advances in Materials Science and Engineering 2019 7263721-(7) 2019年09月 査読有り
The analytical prediction of inventories and physicochemical configuration of spallation products produced in Lead-Bismuth Eutectic of Accelerator Driven System
S.Miyahara, N.Odaira, Y.Arita, F.Maekawa, H.Matsuda, T.Sasa, S.Meigo
Nuclear Engineering and De-sign 352 110192-(8) 2019年10月 査読有り
Fundamental Properties for Evaluation of Uranium-free TRU-Zr Metal Fuel Performance
Y.Tsuboi, K.Arie, C.Papesch, B.Miller, R.D.Mariani, Y.Arita, H.Ohta
Transactions of the American Nuclear Society 115 463-466 2016年11月 査読有り
原子力施設の廃止措置に係る研究Ⅱ
芝原 雄司, 石神 努, 森下 善嗣, 柳原 敏, 有田 裕二
JAEA-Technology 2012(38) 2013年 査読有り
再処理技術開発の今後の展開
小山正史, 有田 裕二, その他11名
日本原子力学会誌 55 656-666 2013年 査読有り
Study on Detailed Calculation and Experiment Methods of Neutronics, Fuel Materials, and Thermal Hydraulics for a Commercial Type Japanese Sodium-Cooled Fast Reactor
Toshikazu Takeda, Willem Frederik Geert van Rooijen, Katsuhisa Yamaguchi, Masayoshi UNO, Yuji Arita, Hiroyasu .Mochizuki
Science and Technology of Nuclear Installations 2012 42017 2012年04月 査読有り
Study on behaviors of MA alloys for injection casting
有田 裕二, 城下明之, K.Nakamura, T.Nishi
Proceeding of 1st. Asian Nuclear Fuel Conference 2012年03月
Improvement of MOX fuel by particle dispersion, I: soundness of the matrix
有田 裕二, 城下明之
Proceeding of NuMat 2012, The Nuclear Materials Conference 2012年01月 査読有り
Constituent redistribution in U-Pu-Zr metallic fuel using a sim-plified thermodynamic equilibrium calculation
有田 裕二, 城下明之
Proceeding of NuMat 2012, The Nuclear Materials Conference 2012年01月 査読有り
Development of improved fuel proper-ties of particle dispersion
有田 裕二, 城下 明之
Proceedings og GLOBAL 2011 496892 2011年12月 査読有り
J-ACTINET Activities of Training and Education for Actinide Science Re-search
有田 裕二, K. Minato, K.Konashi, H.Yamana, S.Yamanaka
Proceedings of GLOBAL 2011 Pa-III-4 2011年12月 査読有り
Close Cooperation with Facilities and Training and Education of Young Researchers for Actinide Science Research
有田 裕二, K,MInato, K.Konashi, H.Yamana, S.Yamanaka, S.Nakasaki, Y.Ikeda, S.Sato, K.Idemitsu, T.Koyama
Proceedings of GLOBAL 2011 496892 2011年12月 査読有り
原子力施設の廃止措置に係る研究
芝原 雄司, 石神 努, 森下 善嗣, 柳原 敏, 有田 裕二
JAEA-Technology 2011(21) 2011年 査読有り
Thermal transport properties of hafnium hydrides and deuterides
Y.Arita, B.Tsuchiya
J.Nucl.Mater. 392 464-470 2009年 査読有り
環境・経済・社会・ヒューマンファクターにかかわる評価指標に関する研究-持続可能型エコトピア実現に資する指標-
有田 裕二, 林 希一郎
環境科学会誌 22 281-289 2009年 査読有り
Thermoelectric Properties of Ba3Co2O6(CO3)0.7 Containing one-deimensional CoO6 Octahedral columns
Y.Arita, K.Iwasaki, T.Matsui
Journal of Applied Physics 106(7) 034905-034905-5 2009年 査読有り
Effect of Gd2O3 Dispersion on the Thermal Conductivity of UO2
Y.Arita, K.Iwasaki, T.Matsui
Journal of Nuclear Science and Technology 46(7) 673-676 2009年 査読有り
Corrosion behavior of Hastelloy-N al-loys in molten salt fluoride in Ar gas or in air
K.Fukumoto, R.Fujimura, Y.Arita, M.Yamawaki
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 52(10) 1323-1327 2015年05月 査読有り
Evaluation Study of Source Term for Severe Accident Analysis of Molten Salt Reactors
M.Yamawaki, Y.Arita, K.Fukumoto, M.Taira, R.Fujimura
JOURNAL OF PLASMA AND FUSION RESEARCH SERIES, 11 113-119 2015年 査読有り
Thermal conductivity of U-20wt.%Pu -2wt.%Am-10.wt%Zr alloy
T.Nishi, K.Nakajima, M.Takano, M.Kurata, Y.Arita
JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 464 270-274 2015年 査読有り
Hydriding Properties of Uranium Al-loys for Purposes of Searching for New Hydrogen Storage Materials
M.Yamawaki, T.Yamamoto, Y.Arita, F.Nakamori, K.Ohsawa, K.Konashi
NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES 26(S10312) 1-6 2015年 査読有り
Annealing effects on thermal diffu-sivity and electrical resistivity of a surrogate for metallic fuel
N.Odaira, Y.Arita
NuMat2018, The Nuclear Materials Conference 2018年10月 選考有り
The analytical prediction of inven-tories and physicochemical compo-sition of spallation products pro-duced in Lead-Bismuth Eutectic of Accelerator Driven System
S.Miyahara, N.Odaira, Y.Arita et al.
NuMat2018, The Nuclear Materials Conference 2018年10月 選考有り
An Estimation of the Thermal Properties of Pu-rich Metallic Fuel
N.Odaira, Y.Arita
NuMat2018, The Nuclear Materials Conference 2018年10月 選考有り
Strategy of molten salt reactor de-velopment in Japan
M.Yamawaki, Y.Arita, T.Koyama
JCS-14, 14th Japan-China Sympo-sium on Materials for Adovanced Energy Systems and Fission & Fu-sion Engineering 2018年09月 選考無し
New concept of static-fuel-type molten salt reactor
有田裕二、山脇道夫、ローイエン、島津洋一郎
23rd Int. Conf. on Nuclear Engi-neering (ICONE23) 2015年05月 選考有り
Fundamental study of source term for severe accident analysis of mol-ten salt reactors
山脇道夫、有田裕二、寺井隆幸、平等雅巳、関口裕真
23rd Int. Conf. on Nuclear Engi-neering (ICONE23) 2015年05月 選考有り
Effects of Cs and Cs-Te for corro-sion behavior of hastelloy-N in molten fluoride salt FLiNak
藤村凌太、福元謙一、有田裕二、山脇道夫
23rd Int. Conf. on Nuclear Engi-neering (ICONE23), 2015年05月 選考有り
Innovative TRU Burning Fast Re-actor Cycle Using Uranium-free TRU Metal Fuel-(1) Overview and Progress of Core Design Study
有江和夫、坪井靖、有田裕二、ほか
GLOBAL2015, International Conf. of Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future 2015年09月 選考有り
Innovative TRU Burning Fast Re-actor Cycle Using Uranium-free TRU Metal Fuel-(2) Fundamental Properties of Uranium-free TRU-Zr Metal Fuel
有田裕二、坪井靖、太田宏一
GLOBAL2015, International Conf. of Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future 2015年09月 選考有り
Evaporation behavior of volatile fission products in FLiNaK salt.
平等雅巳、有田裕二、山脇道夫
GLOBAL2015, International Conf. of Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future, 2015年09月 選考有り