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静岡大学教員データベース - 教員個別情報 : 大矢 恭久 (OYA YASUHISA)

学会発表・研究発表

【学会発表・研究発表】
[1]. SURFACE OR BULK HE EXSTENCE EFFECT ON DEUTERIUM RETENTION IN FE ION DAMAGED W
18th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-18) (2018年11月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[備考] Aomori, Japan
[2]. Correlation of surface chemical states with hydrogen isotope retention in divertor tiles of JET with ITER-Like Wall
2nd Asia-Pacific Symposium on Tritium Science (APSOT-2) (2018年9月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[備考] Livermore, California, USA
[3]. Analyses of Structure, Composition and Retention of Hydrogen Isotopes in the JET-ILW Divertor Tiles
16th International Conference on Plasma-Facing Materials and Components for Fusion Applications (PFMC-16) (2018年5月) 招待講演
[発表者]増崎 貴,大矢恭久
[備考] Neuss/Düsseldorf, Germany
[4]. Removal of retained tritium in C-W mixed materual layer on tungsten by deuterium gas exposure
16th International Conference on Plasma-Facing Materials and Components for Fusion Applications (PFMC-16) (2018年5月) 招待講演以外
[発表者]戸苅陽大,大矢恭久
[備考] Neuss/Düsseldorf, Germany
[5]. He irradiation effect on D permeation for W
ITPA meeting (2018年2月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[備考] Chengdu, China
[6]. Hydrogen isotope retention enhancement for QUEST high temperature wall by long duration hydrogen plasma operation
16th International Conference on Plasma-Facing Materials and Components for Fusion Applications (PFMC-16) (2017年1月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[備考] Neuss/Düsseldorf, Germany
[7]. Interaction of hydrogen isotopes with radiation damaged tungsten
Inter-Academia2017 (2017年1月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[備考] ルーマニア
[8]. Radiation exposure effect on deuterium retention in SiC
29th Symposium on Fusion Technology (2017年1月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[備考] Prague, Czech Republic
[9]. Effect of defect concentration and distribution on hydrogen isotope retention and diffusion in damaged W for fusion first wall
Fusion Energy Conference 2016 (2016年10月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[10]. Influence of mixed material layer formation on hydrogen isotope retention in W exposed to 2014 LHD experiment campaign
China-Japan Symposium on Materials for Advanced Energy Systems and Fission & Fusion Engineering (CJS-13) (2016年9月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[備考] Hefei, China
[11]. He retention in W exposed in LHD during 2014 plasma experimental campaign
Technology of Fusion Energy (2016年8月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[12]. Development of H, D, T simultaneous TDS measurement system and H, D, T retention behavior for DT gas exposed tungsten installed in LHD plasma campaign
Tritium Conference 2016 (2016年4月) 招待講演以外
[発表者]大矢 恭久
[13]. Recent progress of hydrogen isotope behavior studies for neutron- and heavy ion-damaged W
1st Asia-Pacific Symposium on Tritium Science (2015年11月) 招待講演
[発表者]大矢 恭久
[備考] Mianyang, China
[14]. タングステン材料中におけるトリチウムダイナミックス
日本原子力学会「2015年秋の大会」材料部会企画セッション (2015年9月) 招待講演
[発表者]大矢 恭久
[備考] 日本原子力学会材料部会
[15]. 炭化系セラミックス材料における高エネルギーイオンのホットアトム化学的過程に関する研究
会議名(2010日本放射化学会) (2010年9月) 招待講演
[発表者]大矢 恭久
[備考] 主催団体名(日本放射化学会) 開催地(大阪大学)