2022年11月, プラズマ学融合学会賞 第27回技術進歩賞, 微粒子に蓄積するトリチウムの測定技術開発とJETで生成されたダスト分析への応用, 一般社団法人プラズマ核融合学会
芦川直子、大塚哲平、鳥養祐二、朝倉伸幸、増崎貴
国内学会・会議・シンポジウム等の賞

2021年03月, 第3回日本原子力学会材料部会Best Figure賞, JET-ILWダストに対する燃焼法による残留トリチウム測定。酸化反応による錫燃焼の瞬間, 一般社団法人日本原子力学会
国内学会・会議・シンポジウム等の賞

〔主要な業績〕Overview of tritium retention in divertor tiles and dust particles from the JET tokamak with the ITER-LIKE WALL
Y. Torikai; G. Kikuchi; A. Owada1; S. Masuzaki; T. Otsuka; N. Ashikawa; M. Yajima; M. Tokitani; Y. Oya; S. E. Lee; Y. Hatano; N. Asakura; T. Hayashi; M. Oyaidzu; J. Likonen; A. Widdowson; M. Rubel and JET Contributors, 筆頭著者, Divertor tiles after JET-ILW campaigns and dust collected after JET-C and JET-ILW operation were examined by a set of complementary techniques (full combustion and radiography) to determine the total, specific and areal tritium activities, poloidal tritium distribution in the divertor and the presence of that isotope in individual dust particles. In the divertor tiles, the majority of tritium is detected in the surface region and, the areal activities in the ILW divertor are in the 0.5 - 12 kBq cm-2 range. The activity in the ILW dust is associated mainly with the presence of carbon particles being a legacy from the JET-C operation. The total tritium activities show significant differences between the JET operation with ILW and the earlier phase with the carbon wall (JET-C) indicating that tritium retention has been significantly decreased in the operation with ILW., IOP Publishing
Nuclear Fusion, 2023年12月05日, ［査読有り］

核融合プラズマ対向材の残留トリチウム測定法　　　　　　　　　　　　　　　
菊 地 絃 太 *, 芦 川 直 子 , 鳥 養 祐 二, ラスト(シニア)オーサー, 核融合原型炉の実現に向け，核融合炉内に蓄積したトリチウムの定量測定法の確立が必須である.本研究で は，迅速かつ簡便なトリチウムの定量測定法としてオートクレーブ法を提案する.核融合プラズマ曝露試料に対 する測定手法を確立するため，大型ヘリカル装置(LHD)で曝露された試料中に含まれるトリチウムを実測した.,その結果，ボロンや炭素の堆積がある LHD 試料内から得られた残留トリチウム量は1.3-10.3 Bq であり， また全量測定が可能であることを示した.堆積層が十分に薄く無視できる試料では拡散モデルに基づく理論値と オートクレーブ法による測定値で放出挙動が一致したが，堆積層が形成されている試料では堆積の特徴の違いに より理論値と測定値で放出挙動が異なることを明らかにし，これは残留トリチウムが存在する深さに依存するこ とを示唆した., プラズマ・核融合学会
プラズマ・核融合学会誌, 2023年06月, ［査読有り］

Tritium distributions in castellated structures of Be limiter tiles from JET-ITER-like wall experiments
S. Lee; Y. Hatano; S. Masuzaki; Y. Oya; M. Tokitani; M. Yajima; T. Otsuka; N. Ashikawa; Y. Torikai; N. Asakura; H. Nakamura; H. Kurotaki; T. Hayashi; T. Nozawa; A.M. Ito; J. Likonen; A. Widdowson; M. Rubel and JET Contributors, Tritium retention in the castellated structure of beryllium limiters used in JET with the ITER-like wall (ILW) during the first (ILW1), third (ILW3) and all three (ILW1-3) campaigns were examined and evaluated. Tritium was deposited on the surfaces inside the castellation grooves together with deuterium, beryllium, oxygen, carbon and small amounts of metallic impurities such as nickel, copper and tungsten. The tritium content after the ILW1 campaign was greater than after the ILW3 campaign. This is attributed to the steadily decreasing amount of carbon impurities in JET from campaign to campaign. The majority of tritium was retained in shallow regions in the grooves, up to 2 mm from the entrance to the gap. It was comparable on all sides of the castellation, i.e. no difference has been detected between the toroidal and poloidal gaps. Secondly, the tritium retention in the gaps was similar on all specimens independent of their position in the tokamak, while the retention on the plasma-facing surfaces clearly depended on the tile position. The tritium deposition patterns in the castellation were also compared with the deuterium distribution determined in earlier studies., IOP Science, IAEA
Nuclear Fusion, 2023年03月08日, ［査読有り］

Positron annihilation study of tungsten exposed to low-energy deuterium plasma
Tetsuya Hirade; Hikaru Furuta; Yuji Torikai; Yuki Fujimura; Koji Michishio, Positron annihilation lifetime spectroscopy (PALS) measurements by use of a positron source of 22Na were performed for the polycrystalline tungsten samples that were exposed to low-energy deuterium (D) plasma. The energy of D plasma was low and then it was expected that it would affect just the near-surface region. However, we obtained the longer mean positron annihilation lifetime in the tungsten samples exposed to the low-energy D plasma than the virgin tungsten sample. Moreover, the same longer values were obtained even on the other (no exposed) side of the samples, although the thickness of the samples was 1 mm or 2 mm. The elongation of the positron lifetime probably indicates defects formation in W. Ohsawa, et al. predicted that the high concentration hydrogen creates high concentration vacancy-hydrogen clusters by the first-principles calculations. We also performed positron annihilation age-momentum correlation (AMOC) measurements to know if there are some D’s at the positron trapping sites such as vacancies and found that some of the positrons annihilate with electrons in D., J-STAGE
JJAP Conference Proceedings, 2023年02月13日, ［査読有り］

An overview of tritium retention in dust particles from the JET-ILW divertor.
T Otsuka; S Masuzaki; N Ashikawa; Y Torikai; Y Hatano; M Tokitani; Y Oya; N Asakura; T Hayashi; H Tanigawa; Y Iwai; A Widdowson; M Rubel and JET Contributors,
Tritium (T) retention characteristics in dust collected from the divertor in JET with ITER-like wall (JET-ILW) after the third campaign in 2015–2016 (ILW-3) have been examined in individual dust particles by combining radiography (tritium imaging plate technique) and electron probe micro-analysis. The results are summarized and compared with the data obtained after the first campaign in 2011–2012 (ILW-1). The dominant component in ILW-1 dust was carbon (C) originating from tungsten-coated carbon fibre composite (CFC) tiles in JET-ILW divertor and/or legacy of C dust after the JET operation with carbon wall. Around 85% of the total tritium retention in ILW-1 dust was attributed to the C dust. The retention in tungsten (W) and beryllium (Be) dominated particles was 100 times smaller than the highest T retention in carbon-based particles. After ILW-3 the main component contributing to the T retention was W. The number of small W particles with T increased, in comparison to ILW-1, most probably by the exfoliation and fragmentation of W coatings on CFC tiles though T retention in individual W particles was smaller than in C particles. The detection of only very few Be-dominated dust particles found after ILW-1 and ILW-3 could imply stable Be deposits on the divertor tiles., IOP Publishing Ltd
Physica Scripta, 2022年02月, ［査読有り］

Global distribution of tritium in JET with the ITER-like wall
S.E.Lee; Y. Hatano; M.Tokitani; S.Masuzaki; Y.Oya; T.Otsuka; N.Ashikawa; Y.Torikai; N.Asakura; H.Nakamura; K.Isobe; H.Kurotaki; D.Hamaguchi; T.Hayashi; A.Widdowson; S.Jachmich; J.Likonen; M.Rubel; JET contributors, ELSEVIA
Nuclear Materials and Energy, 2021年03月, ［査読有り］

Investigation on tritium retention and surface properties on the first wall in the Large Helical Device
M. Yajima; S. Masuzaki; N. Yoshida; M. Tokitani; T. Otsuk; Y. Oya; Y. Torikai; G. Motojima; the LHD Experiment Groupa, ELSEVIA
Nuclear Materials and Energy, 2021年01月20日, ［査読有り］

Tritium retention in displacement-damaged tungsten exposed to deuterium-tritium gas mixture at elevated temperatures
V.Kh.Alimov; Y.Torikaia; Y.Hatano; T.Schwarz-Selingerd, W samples, previously irradiated with 20 MeV W ions at room temperature to a displacement-damage level of 0.23 displacements per atom (dpa) at the peak of displacements, were exposed to a deuterium-tritium (D2 ― DT ― T2) gas mixture with a tritium content of 6% at a total pressure of 1.2 kPa and temperatures of 773 K and 973 K for 3 h. The concentration of tritium retained in the displacement-damage zone of these W samples was determined by a method combining chemical etching and subsequent analysis of tritium in the etching solution using liquid scintillation counting (CE-LSC)., ELSEVIER
Fusion Engineering and Design, 2020年11月18日, ［査読有り］

Determination of retained tritium from ILW dust particles in JET
N. Ashikawa; Y. Torikai; N. Asakura; T. Otsuka; A. Widdowson; M. Rubel; M. Oyaizu; M. Hara; S. Masuzaki; K. Isobe; Y. Hatano; K. Heinola; A. Baron-Wiechec; S. Jachmich; T. Hayashi and JET
Nuclear Materials and Energy, 2020年01月, ［査読有り］

Influence of plasma impurities on the fuel retention in tungsten
A. Kreter; D. Nishijima; R.P. Doerner; M. Freisinger; Ch. Linsmeier; Y. Martynova; S. Möller; M. Rasinski; M. Reinhart; A. Terra; Y. Torikai and B. UnterbergHayashi and JET Contributors
Nuclear Fusion, 2019年06月

Effects of baking in deuterium atmosphere on tritium removal from tungsten
Yuji Nobuta; Yuji Hatano; Yuji Torikai; Masato Nakayama
Fusion Engineering and Design, 2018年11月, ［査読有り］

Measurement of tritium in tungsten deposition layer by imaging plate technique after exposure to gaseous tritium
M. Noguchi; K. Katayama; Y. Torikai; N. Ashikawa; A. Taguchi; S. Fukada
Fusion Engineering and Design, 2017年11月, ［査読有り］

The microstructure of tungsten exposed to D plasma with different impurities　　　　　　　　　　　　　　　
M. Rasinski; A. Kreter; Y. Torikai; Ch. Linsmeier
Nuclear Materials and Energy, 2017年08月, ［査読有り］

Comparison of TEM and positron annihilation lifetime spectroscopy on tungsten exposed to mixed D plasmas
M. Rasinski; A. Kreter; Y. Torikai; G. P. Karwasz
European Microscopy Congress 2016, 2016年12月, ［査読有り］

Desorption behavior of tritiated water from organic functionalized mesoporous silica
A. Taguchi; Y. Kato; R. Akai; Y. Torikai
Fusion Engineering and Design, 2016年12月, ［査読有り］

Tritium desorption and tritium removal from tungsten pre-irradiated with helium
Y. Nobuta; Y. Hatano; Y. Torikai; M. Matsuyama; S. Abe; Y. Yamauchi
Fusion Engineering and Design, 2016年01月, ［査読有り］

Tritium burning in inertial electrostatic confinement fusion facility
M. Ohnishi; Y. Yamamoto; H. Osawa; Y. Hatano; Y. Torikai; I. Murata; K. Kamakura; M. Onishi; K. Miyamoto; H. Konda; K. Masuda; E. Hotta
Fusion Engineering and Design, 2015年11月, ［査読有り］

Gaseous tritium uptake by C deposition layer on tungsten
Y. Hamaji; H.T. Lee; Y. Torikai; K. Sugiyama; Y. Ueda
Journal of Nuclear Materials, 2015年08月, ［査読有り］

Tritium release from SS316 under vacuum condition
Y. Torikai and R.-D. Penzhorn, 筆頭著者
Fusion Science and Technology, 2015年04月, ［査読有り］

Measurement of Uptake and Release of Tritium by Tungsten
M. Nakayama; a; Y. Torikai; M. Saito; R. -D. Penzhorn; K. Isobe; T. Yamanishi; H. Kurishita
Fusion Science and Technology, 2015年04月, ［査読有り］

Tritium Trapping on the Plasma Irradiated Tungsten Surface
Y. Torikai; V. Kh. Alimov; K. Isobe; M. Oyaidzu; T. Yamanishi; R.-D. Penzhorn; Y. Ueda; H. Kurishita; V. Philipps; A. Kreter; M. Zlobinski, 筆頭著者
Fusion Science and Technology, 2015年04月, ［査読有り］

Tritium Removal from Tritiated Water by Organic Functionalized SBA-15
A. Taguchi; Y. Kato; R. Akai; Y. Torikai; M. Matsuyama
Fusion Science and Technology, 2015年04月, ［査読有り］

Behavior of Tritium in the Vacuum Vessel of JT-60U
Y. Torikai; M. Saito; V. Alimov; N. Miya and Y. Ikeda
Fusion Science and Technology, 2015年03月, ［査読有り］

Current status of nanostructured tungsten-based materials development
H. Kurishita; S. Matsuo; H. Arakawa; T. Sakamoto; S. Kobayashi; K. Nakai; H. Okano; H. Watanabe; N. Yoshida; Y. Torikai; Y. Hatano; T. Takida; M. Kato; A. Ikegaya; Y. Ueda; M. Hatakeyama; T. Shikama, IOP Science
Physica Scripta, 2014年04月01日, ［査読有り］

Surface erosion and modification of toughened, fine-grained, recrystallized tungsten exposed to TEXTOR edge plasma
Y. Ueda; M. Oya; Y. Hamaji; H. T. Lee; H. Kurishita; Y. Torikai; N. Yoshida; A. Kreter; J. W. Coenen; A. Litnovsky; V. Philipps, IOP Sience
Physica Scripta, 2014年04月01日, ［査読有り］

Tritium trapping behavior in tungsten pre-irradiated with D, He, Ar and N plasmas　　　　　　　　　　　　　　　
Y Hamaji; Y Torikai; H T Lee; Y Otsuka; Y Ueda, Tritium (T) trapping in tungsten after plasma exposure (deuterium (D), helium (He), nitrogen (N), argon (Ar)) was studied using an imaging plate technique. Specimens were exposed to D and T mixed gas at 77 and 573 K to distinguish T trapped at the outermost surface and several tens of nanometers, respectively. He followed by N, Ar and D plasma exposures resulted in the largest increase in T trapping. This was interpreted to result from He bubble layers that can increase the surface area by formation of pores connected to the surface and/or an increase in surface trapping sites. T exposure at 77 K was found to be a very useful method to observe plasma-induced changes to T trapping at the outermost surface., IOP Science
Physica Scripta, 2014年04月01日, ［査読有り］

Enrichment of tritiated water using mesoporous silica
A. Taguchi; Y. Kato; Y. Torikai; M. Matsuyama; S. Uchida
Microporous and Mesoporous Materials, 2013年09月15日, ［査読有り］

Tritium Interaction with Surface Layer and bulk of Type 316 Stainless Steel and Consequences of Aging
R.-D. Penzhorn; Y. Hatano; M. Matsuyama; Y. Torikai, ラスト(シニア)オーサー, ANS
Fusion Since and Technology, 2013年07月, ［査読有り］

Tritium loading study of tungsten pre-exposed to TEXTOR plasmas
Y. Torikai; A. Taguchi; M. Saito; R.-D. Penzhorn; Y. Ueda; H. Kurishita; K. Sugiyama; V. Philipps; A. Kreter; M. Zlobinski; TEXTOR team, 筆頭著者, Elsevia
Journal of Nuclear Materials, 2013年07月, ［査読有り］

Deuterium retention in Toughened, Fine-Grained Recrystallized Tungsten
M. Oya; K. Uekita; H. T. Lee; Y. Ohtsuka; Y. Ueda; H. Kurishita; A. Kreter; J. W. Coenen; V. Philipps; S. Brezinsek; A. Litnovsky; K. Sugiyama; Y. Torikai, ラスト(シニア)オーサー, Elsevia
Journal of Nuclear Materials, 2013年07月, ［査読有り］

Melt-layer ejection and material changes of three different tungsten materials under high heat-flux conditions in the tokamak edge plasma of TEXTOR
J. W. Coenen; V. Philipps; S. Brezinsek; G. Pintsuk; I. Uytdenhouwen; M. Wirtz; A. Kreter; K. Sugiyama; H. Kurishita; Y. Torikai; Y. Ueda; U. Samm
NUCLEAR FUSION, 2011年11月, ［査読有り］

Trapping and depth profile of tritium in surface layers of metallic materials
M. Matsuyama; Z. Chen; K. Nisimura; S. Akamaru; Y. Torikai; Y. Hatano; N. Ashikawa; Y. Oya; K. Okuno; T. Hino
Journal of Nuclear Materials, 2011年10月01日, ［査読有り］

環境中トリチウム測定-迅速測定法の開発とその測定結果
遠藤陸冬; 小畑結衣; 清水文香; 猪狩直哉; 狩谷陸斗; 佐々木俊; 石川義朗; 柿内秀樹; 川上智彦; 柴田敏宏; 鳥養祐二
日本原子力学会北関東支部若手研究者・技術者研究発表会, 2026年02月05日, 日本原子力学会北関東支部
20260205, 20260205

トリチウムに汚染されたタングステンの除染法の開発
大野 千載; 小畑 結衣; 西田 璃音; 溝淵 一馬; 芦川 直子; 増崎 貴; 矢嶋 美幸; 大和田 篤志; 磯部 兼嗣; 林 巧; 中村 博文; 杉本 有隆; M. Rubel; A. Widdowso; 鳥養 祐二
日本原子力学会北関東支部若手研究者・技術者研究発表会, 2026年02月05日
20260205, 20260205

化学エッチング法を用いたタングステン中のトリチウムの分析(1) タングステンの化学エッチング法
溝淵 一馬, 小畑 結衣, 西田 璃音, 大野 千載, 芦川 直子, 増崎 貴, 矢嶋 美幸, 大和田 篤志, 磯部 兼嗣, 林 巧, 中村 博文, 杉本 有隆, M. Rubel, A. Widdowso, 鳥養 祐二
日本原子力学会北関東支部若手研究者・技術者研究発表会, 2026年02月05日
20260205, 20260205

環境中トリチウム測定①-迅速測定法の開発とその測定結果
遠藤陸冬; 小畑結衣; 清水文香; 猪狩直哉; 狩谷陸斗; 佐々木俊; 石川義朗; 柿内秀樹; 川上智彦; 柴田敏宏; 鳥養祐二
日本保健物理学会第58回研究発表会, 2025年12月19日
20251218, 20251220

化学エッチング法を用いたタングステン中のトリチウムの分析(1) タングステンの化学エッチング法
溝淵 一馬; 小畑 結衣; 西田 璃音; 大野 千載; 芦川 直子; 増崎 貴; 矢嶋 美幸; 大和田 篤志; 磯部 兼嗣; 林 巧; 中村 博文; 杉本 有隆; M. Rubel; A. Widdowso; 鳥養 祐二
第42回プラズマ・核融合学会 年会大会, 2025年12月03日
20251201, 20251204

化学エッチング法を用いたタングステン中のトリチウムの分析(2) タングステンの除染
大野 千載; 小畑 結衣; 西田 璃音; 溝淵 一馬; 芦川 直子; 増崎 貴; 矢嶋 美幸; 大和田 篤志; 磯部 兼嗣; 林 巧; 中村 博文; 杉本 有隆; M. Rubel; A. Widdowso; 鳥養 祐二
第42回プラズマ・核融合学会 年会大, 2025年12月03日
20251201, 20251204

タングステン中トリチウムに対する除染・定量分析法の開発とJETダイバータタイルの分析
西田 璃音; 小畑 結衣; 大野 千載; 溝淵 一馬; 芦川 直子; 増崎 貴; 矢嶋 美幸; 大和田 篤志; 磯部 兼嗣; 林 巧; 中村 博文; 杉本 有隆; M. Rubel; A. Widdowson; 鳥養 祐二
第42回プラズマ・核融合学会 年会, 2025年12月03日
20251201, 20251204

Isotope effects of organically bound and free-water hydrogen isotopes in living organisms grown in seawater containing tritium and deuterium　　　　　　　　　　　　　　　
Yui OBATA; Takeru HOSONE; Daiki NAMBA; Naoya IGARI; Rikuto ENDO; Fumika SHIMIZU; Rikuto KARIYA; Shun SASAKI; Yoshio ISHIKAWA; Hideki KAKIUCHI; Shinji UEDA; Tomohiko KAWAKAMI; Yuji TORIKAI
The JRRS/ACRR2025 conference, 2025年10月25日
20251023, 20251026

Rapid Tritium Measurement Method for Safety Assessment and Biokinetic Studies　　　　　　　　　　　　　　　
Yui OBATA; Naoya IGARI; Rion NISHIDA; Rikuto ENDO; Fumika SHIMIZU; Senzai OONO; Kazuma MIZOBUCHI; Yuji TORIKAI
10th International Symposium of Quantum Beam Science at Ibaraki University, Rapid Tritium Measurement Method for Safety Assessment and Biokinetic Studies, 2025年10月10日
20251009, 20251011

GLOBAL CHARACTERIZATION OF TRITIUM IN PLASMA-FACING MATERIALS FROM THE JET TOKAMAK WITH METAL WALLS: COOPERATION WITHIN BROADER APPROACH
K. Isob; M. Yajima; S. Masuzaki; M. Tokitani; Y. Hatano; Y. Oya; M. Miyamoto; Y; Torikai; Y. Obata; T. Otsuka; N. Asakura; H. Nakamura; T. Hayashi; D. Hamaguchi; H; Tanigawa; J. Kim; Y. Sugimoto; T. Nozawa; J. Likonen; M. Rubel; A. Widdowson
2025年09月24日
20250921, 20250926

Isotope effects on the uptake and release of hydrogen isotopes into biological free water
Yui OBATA; Takeru HOSONE; Daiki NAMBA; Naoya IGARI; Rikuto ENDO; Fumika SHIMIZU; Yoshio ISHIKAWA; Hideki KAKIUCHI; Tomohiko KAWAKAMI; Yuji TORIKAI
14th International Conference on Tritium Science and Technology, 2025年09月20日
20250921, 20250926

〔主要な業績〕Depth profiling of tritium in bulk tungsten divertor tiles from JET with metal walls: tritium quantification and surface decontamination
Y. Torikai; Y. Obata; K. Kasai; R. Nishida; S. Oono; K. Mizobuchi; N. Ashikawa; A. Owada; S; Masuzaki; M. Yajima; K. Isobe; T. Hayashi; H. Nakamura; Y. Sugimoto; M. Rubel; A. Widdowson
20TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON PLASMA-FACING MATERIALS AND COMPONENTS FOR FUSION APPLICATIONS, 2025年05月22日
20250519, 20250523

Tritium containing plasma-facing materials from fusion reactors: research needs, capabilities and limitations in tritium studies　　　　　　　　　　　　　　　
Miyuki Yajima; Yuji Hatano; Yasuhisa Oya; Teppei Otsuka; Yuji Torikai; Suguru Masuzaki; Masayuki Tokitani; Mitsutaka Miyamoto; Yui Obata; Nobuyuki Asakura; Hirofumi Nakamura; Takumi Hayashi; Kanetsugu Isobe; Dai Hamaguchi; Hiroyasu Tanigawa; Kim Jaehwan; Yutaka Sugimoto; Takashi Nozawa; Anna Widdowson; Marek Rubel; Jari Likonen
20th International Conference on Plasma-Facing Materials and Components for Fusion Applications, 2025年05月22日, ［招待有り］
20250518, 20250523

JET-ダイバータタイルのトリチウム分析　　　　　　　　　　　　　　　
鳥養祐二、菊地絃太、○大和田篤志、増崎貴、大塚哲平、芦川直子、矢嶋美幸、時谷政行、大矢恭久、S.E.Lee、波多野雄治、朝倉伸行、林巧、小柳津誠、J.Likonen、A.Widdowson、M.Rubel
日本放射化学会第66回討論会(2022), 2022年09月16日, 日本放射化学会
20220915, 20220917

環境トリチウムの迅速測定法の開 発,( 魚中トリチウム濃 度の迅速なスクリーニング法の開 発　　　　　　　　　　　　　　　
細根 孟留、 南 場 大 輝、川上 智 彦、柿内 秀 樹、鳥養 祐 二
日本原子力学会2022年秋の大会, 2022年09月08日, 日本原子力学会
20220907, 20220909

環境トリチウムの迅速測定法の開発,( 環境トリチウム測定の簡素化・迅速化　　　　　　　　　　　　　　　
南場 大輝、細根 孟留、川上 智彦、柿内 秀樹、鳥養 祐二
日本原子力学会2022年秋の大会, 2022年09月08日, 日本原子力学会
20220907, 20220909

原型炉におけるトリチウムの諸課題と取組
鳥養祐二
第14回核融合エネルギー連合講演会, 2022年07月08日, プラズマ・核融合学会、日本原子力学会
20220707, 20220708

〔主要な業績〕海水中トリチウムの  測定法　　　　　　　　　　　　　　　
鳥養 祐二; 本間 駿太
第3回 日本放射線安全管理学会 日本保健物理学会 合同大会, 2021年12月01日
20211201, 20211203

Tritium retention in dust particles and divertor tiles of JET operated with the ITER-Like Wall　　　　　　　　　　　　　　　
Y. TORIKAI; G. KIKUCHI; A. OWADA; S. MASUZAKI; T. OTSUKA; N. ASHIKAWA; M. YAJIMA; M. TOKITANI; Y. OYA; S. E. LEE; Y. HATANO; N. ASAKURA; T. HAYASHI; M. OYAIDZU; A. WIDDOWSON; M. RUBEL and JET Contributors
28th IAEA Fusion Energy Conference, 2021年05月14日
20210510, 20210515

核融合炉材料からの大気圧下でのトリチウムの放出　　　　　　　　　　　　　　　
鳥養祐二
プラズマ・核融合学会 第37回年会, 2020年12月02日

原型炉のトリチウム管理基準の考え方　　　　　　　　　　　　　　　
鳥養祐二
プラズマ核融合学会 第36回年会, 2019年11月30日
20191129, 20191202

2025年04月 - 現在, AI保全学会

2016年04月 - 現在, 日本保健物理学会

2001年04月 - 現在, プラズマ・核融合学会

1964年04月 - 現在, 日本原子力学会

放射線とトリチウムの知識の習熟を基盤とした原子力規制人材育成
2023年08月 - 2028年03月

ZrCo材料の水素吸蔵性能試験　　　　　　　　　　　　　　　
2025年10月 - 2026年03月

JET ILW実験におけるプラズマ対向機器表面およびダストのトリチウム蓄積特性研究
2025年06月 - 2026年01月

プラズマ対向壁への水素同位体の蓄積量の定量手法の開発と定量評価　　　　　　　　　　　　　　　
核融合科学研究所
2023年04月 - 2024年03月

魚介類トリチウム濃度の迅速測定法に関するフィジビリティスタディ　　　　　　　　　　　　　　　
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
2022年06月 - 2023年03月

魚中のトリチウム濃度測定法の簡素化・最適化
2022年04月 - 2023年03月

LHD真空容器内への水素同位体の蓄積量の定量手法の開発と定量評価　　　　　　　　　　　　　　　
2022年04月 - 2023年03月

核融合実現に向けたトリチウム諸課題の検討　　　　　　　　　　　　　　　
2022年04月 - 2023年03月

核融合炉実用化に向けた真空中での能動的手法を用いたトリチウム低減法の開発
基盤研究(C)
核融合科学研究所
2018年04月01日 - 2022年03月31日

LHD真空容器内への水素同位体の蓄積量の定量手法の開発と定量評価　　　　　　　　　　　　　　　
2021年04月 - 2022年03月

真空下での効果的なトリチウム除染　　　　　　　　　　　　　　　
2021年04月 - 2022年03月

核融合炉材料中のトリチウム移行挙動　　　　　　　　　　　　　　　
2021年04月 - 2022年03月

プラズマ対向材料におけるプラズマ駆動透過に及ぼす水素同位体効果　　　　　　　　　　　　　　　
2021年04月 - 2022年03月

LHDにおけるプラズマ・壁相互作用に関する研究会　　　　　　　　　　　　　　　
2021年04月 - 2022年03月

水素同位体の挙動と機能および将来像　　　　　　　　　　　　　　　
2021年04月 - 2022年03月

核融合実現に向けたトリチウム諸課題の検討　　　　　　　　　　　　　　　
2021年04月 - 2022年03月

JET ILW実験におけるプラズマ対向機器表面およびダストのトリチウム蓄積特性研究
2021年06月 - 2022年01月

トリチウム汚染水の海洋放出処分に向けた社会的合意形成の為のトリチウム生物影響研究
基盤研究(B)
茨城大学
2016年04月01日 - 2021年03月31日

金属壁の水素同位体置換に関する基礎実験　　　　　　　　　　　　　　　
2020年04月 - 2021年03月

原型炉におけるトリチウムの課題　　　　　　　　　　　　　　　
2020年04月 - 2021年03月

核融合炉材料中のトリチウム移行挙動　　　　　　　　　　　　　　　
2020年04月 - 2021年03月

核融合原型炉二次冷却系におけるトリチウム挙動　　　　　　　　　　　　　　　
2020年04月 - 2021年03月

プラズマ対向材料におけるプラズマ駆動透過に及ぼす水素同位体効果　　　　　　　　　　　　　　　
2020年04月 - 2021年03月

LHDにおけるプラズマ・壁相互作用に関する研究会　　　　　　　　　　　　　　　
2020年04月 - 2021年03月

LHD真空容器内への水素同位体の蓄積量の定量評価　　　　　　　　　　　　　　　
2020年04月 - 2021年03月

トリチウムが社会に受け入れられるための学際的研究体制の構築
挑戦的萌芽研究
2015年04月01日 - 2017年03月31日

タングステン材料におけるトリチウム蓄積量の評価とそのＩＴＥＲダイバータへの適用
基盤研究(B)
富山大学
2012年04月01日 - 2015年03月31日

トリチウムの透過漏洩と汚染・除染
特定領域研究
富山大学
2007年 - 2011年

核融合炉システム用トリチウム低吸着・低溶解材料の探索
基盤研究(C)
富山大学
2007年 - 2009年

トリチウム絶対測定用基準システムの構築
基盤研究(A)
富山大学
2003年 - 2005年

高原子番号材料に捕獲されたトリチウムのBIXS法による追跡
基盤研究(B)
富山大学
2001年 - 2002年

水素吸蔵合金電極を用いたトリチウム水のトリチウム回収法の開発
奨励研究(A)
富山大学
2000年 - 2001年

NHK取材　　　　　　　　　　　　　　　
取材協力
NHK, 2023年05月26日

原子力産業新聞取材　　　　　　　　　　　　　　　
取材協力
原子力産業新聞, 2023年05月19日

原子力産業新聞取材　　　　　　　　　　　　　　　
取材協力
原子力産業新聞, 2023年05月12日

NHK取材　　　　　　　　　　　　　　　
取材協力
NHK, 2023年04月26日

原子力産業新聞取材　　　　　　　　　　　　　　　
取材協力
原子力産業新聞, 2023年04月20日

共同通信社取材　　　　　　　　　　　　　　　
取材協力
共同通信社, 2023年04月19日

読売新聞取材　　　　　　　　　　　　　　　
取材協力
読売新聞, 2023年04月14日

読売新聞取材　　　　　　　　　　　　　　　
取材協力
読売新聞, 2023年04月12日

第8回 ALPS処理水に係る海域モニタリング専門家会議　　　　　　　　　　　　　　　
その他
環境省, 2023年03月24日

環境省との打合せ　　　　　　　　　　　　　　　
その他
2023年03月20日

第58回RI・放射線利用促進セミナー　　　　　　　　　　　　　　　
講師
中部原子力懇話会, 2023年02月10日

第7回 ALPS処理水に係る海域モニタリング専門家会議　　　　　　　　　　　　　　　
その他
環境省, 2023年02月07日

環境省との打合せ　　　　　　　　　　　　　　　
その他
2023年01月31日

第6回 ALPS処理水に係る海域モニタリング専門家会議　　　　　　　　　　　　　　　
その他
環境省, 2022年12月14日

環境省との打合せ　　　　　　　　　　　　　　　
その他
2022年11月25日

資源エネルギー庁との打合せ　　　　　　　　　　　　　　　
その他
2022年11月01日

第1回 ALPS処理水モニタリングシンポジウム　　　　　　　　　　　　　　　
パネリスト
経済産業省, 2022年10月25日

資源エネルギー庁との打合せ　　　　　　　　　　　　　　　
その他
2022年10月14日

第1回 ALPS処理水モニタリングシンポジウム　　　　　　　　　　　　　　　
パネリスト
経済産業省, 2022年09月09日

環境省との打合せ　　　　　　　　　　　　　　　
その他
2022年09月01日

資源エネルギー庁との打合せ　　　　　　　　　　　　　　　
その他
2022年07月21日

環境省との打合せ　　　　　　　　　　　　　　　
その他
2022年06月10日

資源エネルギー庁との打合せ　　　　　　　　　　　　　　　
その他
2022年06月09日

女川町議会原発対策特別委員会　　　　　　　　　　　　　　　
講師
女川町議会, 2021年06月09日

ゴジてれChu！　　　　　　　　　　　　　　　
出演
福島中央テレビ, ゴジてれChu！, 2020年03月18日

ひるおび　　　　　　　　　　　　　　　
出演
ＴＢＳテレビ, ひるおび, 2019年10月03日

NEWS every　　　　　　　　　　　　　　　
出演
日本テレビ, NEWS every, 2019年10月03日

深層NEWS　　　　　　　　　　　　　　　
出演
日本テレビ, 深層NEWS, 2019年09月26日

ミヤネ屋　　　　　　　　　　　　　　　
出演
読売テレビ, ミヤネ屋, 2019年09月25日

サタデーステーション　　　　　　　　　　　　　　　
出演
テレビ朝日, サタデーステーション, 2019年09月21日

　　　トリチウムの迅速測定　　　　　　　　　　　　　　　
NHK, NHK NEWS おはよう日本, 2023年08月08日, テレビ・ラジオ番組

　　　リスクを見つめる トリチウム水道水にも　　　　　　　　　　　　　　　
読売新聞, 2023年06月27日, 新聞・雑誌

　　　韓国で塩"品切れ"背景に「雨」と「原発」福島原発の処理水放出への”不安”　　　　　　　　　　　　　　　
日本テレビ, ニュースゼロ, 2023年06月21日, テレビ・ラジオ番組

　　　ゴジてれChu！　　　　　　　　　　　　　　　
福島中央テレビ, ゴジてれChu！, 2020年03月18日, テレビ・ラジオ番組

　　　ひるおび　　　　　　　　　　　　　　　
ＴＢＳテレビ, ひるおび, 2019年10月03日, テレビ・ラジオ番組

　　　NEWS every　　　　　　　　　　　　　　　
日本テレビ, NEWS every, 2019年10月03日, テレビ・ラジオ番組

　　　深層NEWS　　　　　　　　　　　　　　　
日本テレビ, 深層NEWS, 2019年09月26日, テレビ・ラジオ番組

　　　ミヤネ屋　　　　　　　　　　　　　　　
読売テレビ, ミヤネ屋, 2019年09月25日, テレビ・ラジオ番組

　　　サタデーステーション　　　　　　　　　　　　　　　
テレビ朝日, サタデーステーション, 2019年09月21日, テレビ・ラジオ番組