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渥美　寿雄 （アツミ　ヒサオ）

  • 理工学部 エネルギー物質学科　教授/副学長/副センター長
Last Updated :2024/04/25

コミュニケーション情報 byコメンテータガイド

  • コメント

    原子力材料、核融合材料、新エネルギー（主に水素エネルギー）について研究し、資源・エネルギー問題の講義を担当しています。原子力・放射線技術、エネルギー選択などが専門です。

  • 報道関連出演・掲載一覧

    ＜報道関連出演・掲載一覧＞ ●2018/10/13 　産経新聞 　石炭火力の撤退加速について

研究者情報

学位

  • 工学博士（大阪大学）

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J-Global ID

研究キーワード

  • 吸収特性   真空   ジルコニウム   マグネシウム   熱電材料   水素吸蔵   黒鉛   炭素   プラズマ対向壁   Energy Education   Hydrogen   原子力材料   核融合材料   水素   エネルギー変換   エネルギー教育   Physical Metallurgy   Nuclear Fusion   Nuclear Power Science   

現在の研究分野（キーワード）

    原子力材料、核融合材料、新エネルギー（主に水素エネルギー）について研究し、資源・エネルギー問題の講義を担当しています。原子力・放射線技術、エネルギー選択などが専門です。

研究分野

  • エネルギー / 原子力工学
  • エネルギー / 核融合学
  • ナノテク・材料 / 金属材料物性
  • 人文・社会 / 科学教育

経歴

  • 2008年04月 - 現在  近畿大学理工学部 教授Faculty of Science and Engineering
  • 2007年04月 - 2008年03月  近畿大学理工学部 准教授Faculty of Science and Engineering
  • 1999年04月 - 2007年03月  近畿大学理工学部 助教授Faculty of Science and Engineering
  • 1995年04月 - 1999年03月  近畿大学理工学部 講師Faculty of Science and Engineering
  • 1987年04月 - 1995年03月  近畿大学理工学部 助手Faculty of Science and Engineering
  • 1993年09月 - 1994年09月  ドイツ連邦共和国マックスプランク金属研究所 客員研究員
  • 1993年 - 1994年  Max-Planck-Institute for Metal Research,
  • 1992年  - 自然科学研究機構 核融合科学研究所 共同研究員

学歴

  • 1984年04月 - 1987年03月   大阪大学大学院   工学研究科   原子力工学専攻
  • 1982年04月 - 1984年03月   大阪大学大学院   工学研究科   原子力工学専攻
  • 1978年04月 - 1982年03月   大阪大学   工学部   原子力工学科

所属学協会

  • 日本エネルギー環境教育学会   日本熱電学会   エネルギー・資源学会   日本セラミックス協会   日本表面真空学会   炭素材料学会   応用物理学会   日本金属学会   プラズマ・核融合学会   日本原子力学会   

研究活動情報

論文

  • Tomoya Sakamoto; Hisao Atsumi
    Fusion Engineering and Design 138 6 - 9 2019年01月 [査読有り]
  • Hisao Atsumi; Yuki Kondo
    Fusion Engineering and Design 131 49 - 53 2018年06月 [査読有り]
     
    Thermal desorption of deuterium from isotropic graphites and a CFC material priorly charged with deuterium gas has been investigated to obtain quantitative information on hydrogen recycling and tritium inventory in fusion experimental devices and future reactors. The spectra of thermal desorption spectrometry (TDS) appear to have five peaks, which are defined as peaks 1–5 in order of the increase of temperature. Diffusion coefficients of deuterium for the absorption process are evaluated for the samples charged with deuterium gas for various absorption times. Absorption pressure dependence of TDS spectra shows a unique change in the temperatures of peak 2. As for the absorption temperature dependence of TDS spectra, peak 4 has a drastic change in the shape of spectra and also in the peak temperatures. The mechanism of desorption for peak 5 will be associated to a detrapping process with a dispersion of energies in the range of 4.0–4.9 eV.
  • 橋場隆; 渥美寿雄; 一木博; 今北眞奈美; 太田聡; 河野卓也; 小鍛冶優; 澤田一彦; 高田敏尚; 塚田勝利; 壷井宏泰; 堀内直代; 山本照久; 村井健志; 大磯眞一
    エネルギー環境教育研究 9 2 67 - 74 日本エネルギー環境教育学会 2015年07月 [査読有り]
  • H. Atsumi; T. Tanabe; T. Shikama
    FUSION SCIENCE AND TECHNOLOGY 67 2 245 - 249 2015年03月 [査読有り]
     
    Thermal desorption spectrometry (TDS) has been investigated to obtain fundamental information of tritium behavior in graphite and carbon materials especially at high temperatures. 29 brands of graphite, HOPG, glassy carbon and CFC materials charged with deuterium gas are tested up to the temperature of 1735 K with a heating rate of 0.1 K/s. TDS spectra have five peaks at 600-700 K, around 900 K, 1200 K, 1300-1450 K and 1600-1650 K The amounts of released deuterium have been compared with crystallographic parameters derived from XRD analysis. Reduction of tritium retention and inventories are discussed.
  • 山本照久; 渥美寿雄; 橋場隆; 村井健志
    エネルギー環境教育研究 8 2 63 - 70 日本エネルギー環境教育学会 2014年06月 [査読有り]
  • H. Atsumi; Y. Takemura; T. Miyabe; T. Konishi; T. Tanabe; T. Shikama
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 442 1-3 S746 - S750 2013年11月 [査読有り]
     
    Thermal desorption behavior of deuterium (D-2) from isotropic graphites and a carbon fiber carbon composite (CFC) charged with D-2 gas has been investigated to obtain information concerning hydrogen recycling and tritium inventory in fusion experimental devices as well as a futuristic fusion reactor. After thermal desorption experiments were conducted at temperatures up to 1740 K, a desorption peak at approximately 1600 K (peak 4) was discovered. This is in addition to the previously known peak at approximately 1300 K (peak 3). Peak 3 can be attributed to the release of deuterium controlled by the diffusion process in a graphite filler grain and peak 4 can be attributed to the detrapping of deuterium released from an interstitial cluster loop edge site. Activation energies of peaks 3 and 4 are estimated to be 3.48 and 6.93 eV, respectively. (C) 2013 Elsevier B. V. All rights reserved.
  • H. Atsumi; Y. Takemura; T. Konishi; T. Tanabe; T. Shikama
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 438 S963 - S966 2013年07月 [査読有り]
     
    Thermal desorption spectrometry (TDS) has been investigated to obtain fundamental information of hydrogen behavior in graphite and CFC especially at high temperatures. Thirteen brands of graphite and CFC materials charged with deuterium gas are tested up to the temperature of 1720 K with a heating rate of 0.1 K/s. TDS spectra have at least four peaks at 600-700 K, around 900 K, 1300-1450 K and 1600-1650 K. The change of TDS spectra is measured for the samples, which are charged with deuterium at 1273 K under a different pressure in the range of 83 Pa to 79 kPa. Physical and chemical states of deuterium in graphite and mechanisms of desorption are discussed. (C) 2013 Elsevier B.V. All rights reserved.
  • 西尾 和晃; 中山 佳祐; 渥美 寿雄; 武村 祐一朗
    日本原子力学会 年会・大会予稿集 2012s 462 - 462 一般社団法人 日本原子力学会 2012年 
    実用化以上のNbを添加した様々な高Nb含有Zr合金を真空中で熱処理した後、空気中に保存し、熱処理温度、時間による水素吸収特性及び窒化膜厚変化による水素拡散障壁の効果を検討した。
  • H. Atsumi; T. Tanabe; T. Shikama
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 417 1-3 633 - 636 2011年10月 [査読有り]
     
    Bulk hydrogen retention and the mechanisms of hydrogen transport in graphite and carbon materials are summarized in the first half of the paper. From the various data on hydrogen retention, diffusion coefficients, nature of trapping sites and annealing effects, simulation of bulk hydrogen retention is performed. Neutron irradiation tends to increase hydrogen retention approximately 100 times larger than that of unirradiated graphite. (C) 2010 Elsevier B.V. All rights reserved.
  • Mechanism underlying Trapping of Hydrogen Isotopes in Neutron-Irradiated Plasma Facing Materials
    Y.Hatano; M.Hara; S.Akamaru; K.Zhang; T.Nozaki; H.Kurishita; Y.Nagai; T.Toyama; B.Tsuchiya; A.Hasegawa; S.Nogami; Y.Oya; T.Oda; K.Sato; Y.Ueda; H.Atsumi; T.Muroga; T.Nagasaka; D.Kato
    Annual Report of National Institute for Fusion Science April 2010-March 2011 10 551  2011年10月
  • Neutron Irradiation Effects in Graphite for Fusion Reactor Application -Hydrogen Absorption, Diffusion and Annealing Effects-
    H.Atsumi; T.Shikama
    KINKEN Research Highlights 2009 48  2009年09月 [査読有り]
  • H. Atsumi; T. Tanabe; T. Shikama
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 390-91 581 - 584 2009年06月 [査読有り]
     
    Bulk hydrogen retention and the analysis of absorption kinetics have been studied on graphite samples irradiated with neutrons at various fluences. There are two kinds of hydrogen trapping sites: interstitial cluster loop edge sites (trap 1) and carbon dangling bonds at edge surfaces of a crystallite (trap 2). Neutron irradiation preferably creates trap 2 sites at lower fluences and trap I sites at higher fluences. The dissociation enthalpy becomes 2-3 times higher for neutron-irradiated samples due to the creation of high energy trapping sites. Absorption kinetics, such as diffusion coefficients and absorption rate constants are strongly affected by neutron irradiation and annealing after irradiation. (C) 2009 Elsevier B.V. All rights reserved.
  • H. Atsumi; A. Muhaimin; T. Tanabe; T. Shikama
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 386-88 379 - 382 2009年04月 [査読有り]
     
    Bulk hydrogen retention and the analysis of absorption kinetics have been studied on three brands of graphite irradiated with neutrons at various fluences. Two kinds of hydrogen trapping sites may exist and be additionally produced during irradiation: interstitial cluster loop edge sites (trap 1) and carbon dangling bonds at edge surfaces of crystallites (trap 2). Neutron irradiation preferably creates trap 2 sites at lower fluences and trap 1 sites at a higher fluence above 0.017 dpa. Trap 2 tends to be annealed out at high temperatures, although trap 1 is hardly decreased even at 1873 K. Diffusion coefficients of hydrogen are reduced for 1-2 orders of magnitude after neutron irradiation at 0.047 dpa, although the activation energy of hydrogen diffusion is kept nearly the same level to unirradiated samples. (C) 2008 Elsevier B.V. All rights reserved.
  • 大学入学時のエネルギー・環境問題の理解度とエネルギー教育の効果
    渥美寿雄; 大澤孝明; 山崎秀夫; 中田早人
    エネルギー環境教育研究 1 1 108 - 115 2007年05月 [査読有り]
  • H. Atsumi; N. Shibata; T. Tanabe; T. Shikama
    PHYSICA SCRIPTA T128 72 - 75 2007年03月 [査読有り]
     
    Bulk hydrogen retention and the analysis of absorption kinetics have been studied on graphite irradiated with neutrons at various conditions. Two kinds of hydrogen trapping sites may exist and be additionally produced during irradiation: interstitial cluster loop edge sites (trap 1) and carbon dangling bonds at edge surfaces of crystallites (trap 2). Neutron irradiation preferably creates trap 2 sites at lower fluences and trap 1 sites at a higher fluence. Trap 2 tends to be annealed out at high temperatures, although trap 1 is hardly decreased even at 1873 K. The activation energy of hydrogen diffusion is found to be increased from 1.04 to 1.60 eV by neutron irradiation.
  • H. Atsumi; N. Shibata; T. Tanabe; T. Shikama
    Physica Scripta T T128 72 - 75 2007年 [査読有り]
     
    Bulk hydrogen retention and the analysis of absorption kinetics have been studied on graphite irradiated with neutrons at various conditions. Two kinds of hydrogen trapping sites may exist and be additionally produced during irradiation: interstitial cluster loop edge sites (trap 1) and carbon dangling bonds at edge surfaces of crystallites (trap 2). Neutron irradiation preferably creates trap 2 sites at lower fluences and trap 1 sites at a higher fluence. Trap 2 tends to be annealed out at high temperatures, although trap 1 is hardly decreased even at 1873 K. The activation energy of hydrogen diffusion is found to be increased from 1.04 to 1.60 eV by neutron irradiation. © 2007 The Royal Swedish Academy of Sciences.
  • 渥美寿雄
    真空 49 2 49 - 55 2006年 [査読有り]
  • 教員研修講師からの提言
    渥美寿雄
    放射線と産業 104 55 - 60 2004年12月
  • 黒鉛中の水素挙動
    渥美寿雄
    核融合炉 11 25 - 29 2004年03月
  • H Atsumi; K Tauchi
    JOURNAL OF ALLOYS AND COMPOUNDS 356 705 - 709 2003年08月 [査読有り]
     
    Hydrogen absorption and transport in graphite materials have been studied to obtain fundamental information for a fusion reactor application and for hydrogen storage materials. Two kinds of hydrogen trapping sites should exist. One will be carbon dangling bonds located at the edge surface of a crystallite with an adsorption enthalpy of 2.6 eV, the other will be a solitary carbon dangling bond introduced by ion or neutron irradiation, such as an interstitial cluster loop edge, with an enthalpy of 4.4 eV. The results are compared with thermal desorption spectra of deuterium from graphites which were gas charged, ion irradiated and nano-structured by ball milling. These spectra can be well represented with three kinds of desorption process with activation energies of 1.3, 2.6 and 4.4 eV. (C) 2003 Elsevier B.V. All rights reserved.
  • エネルギー・経済・環境 -3Ｅのトリレンマ‐
    渥美寿雄
    「放射線教育」別冊 133 - 139 2003年03月
  • H. Atsumi
    Journal of Nuclear Materials 313-316 543 - 547 2003年03月 [査読有り]
     
    Bulk hydrogen retention and hydrogen diffusion in graphite and carbon materials have been studied to estimate hydrogen recycling and tritium inventory under a fusion reactor environment. Two kinds of hydrogen trapping sites may exist. The first will be one of lined carbon dangling bonds located at the edge surface of a crystallite with an adsorption enthalpy of 2.6 eV, the second will be a solitary carbon dangling bond, such as an interstitial cluster loop edge, with an enthalpy of 4.4 eV. The correlation between hydrogen retention and the microstructure should refer to the edge surface area of a crystallite for an unirradiated sample and to lattice spacing along the c axis for an irradiated sample. The diffusion process is the rate-determining step for hydrogen absorption into graphite, and detrapping dominates the hydrogen desorption process due to the high trapping energy. © 2003 Elsevier Science B.V. All rights reserved.
  • H Atsumi
    PHYSICA SCRIPTA T103 77 - 80 2003年 [査読有り]
     
    Bulk hydrogen retention and hydrogen diffusion in graphite and carbon materials have been studied to estimate hydrogen recycling and tritium inventory in a fusion reactor environment. Hydrogen may permeate into a filler grain in the form of a hydrogen molecule. diffuse through crystallite boundaries and finally be trapped as hydrogen atoms at the edge surface of a crystallite. In the estimation of hydrogen transport, the activation energy of hydrogen diffusion can be determined from absorption experiments. and the activation energy of detrapping can be obtained from desorption experiments. The activation energies of hydrogen trapping are 2.6eV in ordinary graphite and 4.4eV for irradiated or mechanically milled graphite samples.
  • H Atsumi
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 307 1466 - 1470 2002年12月 [査読有り]
     
    Molecular hydrogen absorption into graphite has been studied in order to obtain information on the 'true' hydrogen diffusion coefficient in graphite, oxygen effect and the mechanism of hydrogen trapping, which should be important issues on estimating hydrogen retention and recycling in plasma facing graphite and CFC. Hydrogen may permeate into a filler grain in the form of hydrogen molecules, diffuse through crystallite boundaries, and may finally be trapped as hydrogen atoms at the edge surface of a crystallite. The diffusion coefficient can be given as D.(m(2)/s) 3.3 x 10(-10)(-1.3 eV/kT), when the trapping effect does not exist. The simulation with mass balance equations can reproduce change of apparent diffusion coefficients. (C) 2002 Elsevier Science B.V. All rights reserved.
  • LL Snead; M Balden; RA Causey; H Atsumi
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 307 1200 - 1204 2002年12月 [査読有り]
     
    The benefits of using CVI SiC/graphite fiber composites as low tritium retaining, high thermal conductivity composites for fusion applications are presented. Three-dimensional woven composites have been chemically vapor infiltrated with SiC and their thermophysical properties measured. One material used an intermediate grade graphite-fiber in all directions (Amoco P55) while a second material used very high thermal conductive fiber (Amoco K-1100) in the high fiber density direction. The overall void was less than 20%. Strength as measured by four-point bending Was comparable to those of SiC/SiC composite. The room temperature thermal conductivity in the high conductivity direction was impressive for both materials, with values >70 W/mK for the P-55 and >420 W/m-K for the K-1100 variant. The thermal conductivity was measured as a function of temperature and exceeds the highest thermal conductivity of CVD SiC currently available at fusion relevant temperatures (>600 degreesC). Limited data on the irradiation-induced degradation in thermal conductivity is consistent with carbon fiber composite literature. (C) 2002 Elsevier Science B.V. All rights reserved.
  • 核融合炉用炭素材料中の水素拡散に及ぼす中性子照射効果
    渥美寿雄; 田辺哲朗; 四竃樹男
    東北大学金属材料研究所附属材料試験炉利用施設共同利用研究経過報告書 18 23  2002年03月
  • 核融合炉用炭素材料・水素吸蔵用炭素材料の水素吸収に及ぼす中性子照射効果
    渥美寿雄
    東北大学金属材料研究所附属材料試験炉利用施設大洗研究会報告書 17 195 - 203 2001年11月
  • 水素濃度による黒鉛中の水素拡散係数の変化
    渥美寿雄
    JAERI-Conf 2001-001 88 - 96 2001年04月
  • H Atsumi; M Iseki
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 283 1053 - 1056 2000年12月 
    In order to estimate bulk hydrogen retention and recycling in graphite and carbon materials, molecular hydrogen absorption has been studied. Hydrogen absorption rates significantly depend on, samples which arise from grain size, trap concentration and so on. Absorption rate constants differ between the cases of low and high pressures. Trapping has a strong influence, especially in the low pressure range. Oxidation of graphite reduces hydrogen retention and enhances the absorption rate. This suggests that oxygen in graphite does not behave as trapping sites for hydrogen. Activation energies for apparent diffusion for H-2 and D-2 are determined to be 153 and 158 kJ/mol. They are smaller than those energies determined from desorption measurements. (C) 2000 Elsevier Science B.V. All rights reserved.
  • Concentration Effect on Hydrogen Absorption into Graphite
    H.Atsumi
    近畿大学理工学部研究報告 36 93 - 96 2000年10月 [査読有り]
  • Hydrogen Retention in Carbonized Tungsten and Molybdenum
    H.Atsumi
    近畿大学理工学部研究報告 35 115 - 119 1999年09月 [査読有り]
  • H. Atsumi; M. Iseki; M. Hirscher; H. Kronmüller
    International Journal of Hydrogen Energy 24 2 129 - 133 1999年03月 [査読有り]
     
    Structural changes of various RFe2 intermetallic compounds and their conditions for hydrogen-induced amorphization (HIA) are studied with the techniques of X-ray diffraction, transmission electron microscope and pressure-composition isotherms. CeFe2 are amorphized even at 293 K under a hydrogen pressure of 0.1 MPa. SmFe2, GdFe2 and DyFe2 are amorphized in narrow temperature ranges at around 530 K. ErFe2 are not amorphized at such a low hydrogen pressure of 0.1 MPa. For GdFe2, HIA can be obtained at 533 K above an equilibrium hydrogen pressure of 2 kPa. The composition of amorphous hydrides has the hydrogen content above GdFe2H2.2.
  • H Atsumi; T Tanabe
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 258 896 - 901 1998年10月 [査読有り]
     
    In order to estimate hydrogen retention and recycling in high-Z plasma facing components, bulk hydrogen retention in molybdenum and tungsten cct-existing with carbon has been studied. Hydrogen retention in powdered specimens of molybdenum and tungsten is considerably higher than that in sheet specimens due to surface impurities and defects. When molybdenum and tungsten are well carbonized, bulk hydrogen retention is drastically reduced. Coexisting carbon strongly suppresses hydrogen diffusion to reduce absorption rate into the specimen. Ion and neutron irradiation may produce Free carbon to enhance the hydrogen retention in molybdenum and tungsten. (C) 1998 Elsevier Science B.V. All rights reserved.
  • H.Atsumi
    近畿大学理工学部研究報告 34 71 - 75 近畿大学 1998年09月 [査読有り]
  • Hydrogen Retention in Carbon-Contained Tungsten and Molybdenum
    H.Atsumi; T.Tanabe
    Proceedings of the 6th Japan-CIS Workshop on Interaction of Fuel Particles with Fusion Materials 203 - 208 1998年04月
  • カーボンを添加したポリエチレンの電子線照射効果
    渥美寿雄; 辻 良夫
    近畿大学理工学部研究報告 32 77 - 80 1996年09月 [査読有り]
  • Trapping of Hydrogen in Carbon and Graphite
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Proceedings of the 4th Japan-CIS Workshop on Interactions of Fuel Particles with Fusion Reactor Materials 109 - 116 1996年03月
  • Hisao Atsumi
    Journal of Nuclear Materials 233-237 II 1128 - 1132 1996年 [査読有り]
     
    Hydrogen retention in graphites and CFCs (carbon fiber/carbon composites) has been studied with the crystallographic data obtained by the X-ray diffraction (XRD) technique. The amounts of retained hydrogen vary substantially among the samples by a factor of up to 16. After neutron irradiation at 1.9 × 1024 n/m2(∼0.2 dpa), the hydrogen retained becomes 20-50 times larger than that of unirrudiuted samples. A strong correlation is observed between the values of hydrogen retention and the lattice constant c0. The size of crystallite also has a good correlation with the hydrogen retention. Hydrogen atoms will be trapped at dangling carbon bonds at edge surfaces of crystallite which are thermally stable even at high temperatures above 1000°C. Differences among the desorbed amount of hydrogen gas from graphite materials can be also explained well by this model. Copyright © 1996 Elsevier Science B.V. All rights reserved.
  • H Atsumi; M Hirscher; EH Buchler; J Mossinger; H Kronmuller
    JOURNAL OF ALLOYS AND COMPOUNDS 231 1-2 71 - 77 1995年12月 [査読有り]
     
    For the DyFe2 Laves phase intermetallic compound, the nature of hydrogen-induced amorphization, structural changes and the dynamic behavior of hydrogen atoms were studied by means of X-ray diffraction, magnetic after-effect and thermal desorption spectrometry. DyFe2 can be amorphized by hydrogen charging within the narrow temperature range between 523 K and 593 K, even at a low hydrogen pressure of 0.1 MPa. At lower temperatures, DyFe2 forms a crystalline hydride, whereas it decomposes into alpha-Fe and DyH2 at higher temperatures. From the relaxation spectra obtained in magnetic after-effect measurements, it is found that hydrogen atoms in the crystalline hydride occupy the tetrahedral interstitial sites consisting of DyFe3 and Dy2Fe2 with activation energies of short-range diffusion determined as 0.24 eV and 0.35 eV respectively. For the amorphous hydride, hydrogen atoms additionally occupy Dy3Fe sites with an activation energy of 0.43 eV, and the distribution of activation energies becomes broader.
  • EH Buchler; M Hirscher; H Atsumi; H Kronmuller
    JOURNAL OF ALLOYS AND COMPOUNDS 231 1-2 66 - 70 1995年12月 [査読有り]
     
    The amorphization kinetics of the Fe2Ce Laves phase were studied, utilizing X-ray diffraction (XRD), differential scanning calorimetry (DSC) and thermal H desorption measurements. Additionally, the local 1-1 diffusion process in this ferromagnetic compound was investigated by means of magnetic susceptibility and magnetic after-effect (MAE) measurements. Fe2Ce can easily be amorphized (p(H2) = 5 x 10(3) to 1 x 10(5) Pa, T < 400 K); irreversible hydrogen-induced amorphization takes place in a narrow phase boundary which migrates from the surface into the sample. Furthermore, cyclic H-charging of amorphous Fe2Ce below its crystallization temperature reveals a severe degradation in H-storage capacity from 53 at.% to 18 at.% after only three cycles. This degradation is attributed to a hydrogen-induced phase separation into crystalline CeH2 and alpha-Fe which is enhanced by the high mobility of Fe atoms.
  • H.Atsumi
    近畿大学理工学部研究報告 31 115 - 122 近畿大学 1995年10月 [査読有り]
  • T. Tanabe; T. Maruyama; M. Iseki; K. Niwase; H. Atsumi
    Fusion Engineering and Design 29 C 428 - 434 1995年03月 [査読有り]
     
    On the basis of our previous work, we have discussed the relation between damage structure and the degradation of the material parameters of neutron-irradiated graphites. The defects produced in a basal plane and/or in between the basal planes (in-plane or two-dimensional defects), which are appreciable in the early stage of irradiation, seem to play a critically important role both in the reduction in the thermal conductivity and increase in the hydrogen retention. They also cause a dimensional change through increase in lattice spacing between the basal planes of graphite. Although the in-plane defects are rather easily annealed out, there seems to be no way to avoid their production under neutron irradiation, particularly at low temperatures. After heavy irradiation, the defects grow into three-dimensional clusters, probably accompanying some sp2-to-sp3 transition. They play an important role in volume expansion and result in complete loss of the layered structure of graphite (amorphization), which is very difficult to anneal. Considering the annealing behaviors of the thermal conductivity, lattice constant and electrical resistivity, we propose a new model based on the sp2-to-sp3 transition that can explain the observed effect for both damage and annealing processes without any contradiction. © 1995.
  • Interaction of Hydrogen with Defect in Graphite
    N.Kangai; T.Tanabe; K.Niwase; H.Atsumi
    NIFS-PROC (Proceedings of 2nd International Workshop on Tritium Effects in Plasma Facing Components) 19 127 - 134 1994年08月
  • H ATSUMI; M ISEKI; T SHIKAMA
    SCIENCE REPORTS OF THE RESEARCH INSTITUTES TOHOKU UNIVERSITY SERIES A-PHYSICS CHEMISTRY AND METALLURGY 40 1 91 - 94 1994年07月 [査読有り]
     
    Measurements of hydrogen solubility have been performed for several unirradiated and neutron-irradiated graphite (and CFC) samples at temperatures between 973 and 1323K under a similar to 10 kPa hydrogen atmosphere. The hydrogen dissolution process has been studied and it is discussed here. The values of hydrogen solubility vary substantially among the samples up to about a factor of 16. A strong correlation has been observed between the values of hydrogen solubility and the degrees of graphitization determined by X-ray diffraction technique. The relation can be extended even for the neutron irradiated samples. Hydrogen dissolution into graphite can be explained with the trapping of hydrogen at defect sites (e.g. dangling carbon bonds) considering an equilibrium reaction between hydrogen molecules and the trapping sites. The migration of hydrogen in graphite is speculated to result from a sequence of detrapping and retrapping events with high energy activation processes.
  • T TANABE; H ATSUMI
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 209 1 109 - 112 1994年03月 [査読有り]
  • 椿隆行; 渥美寿雄; 辻良夫
    熱物性 8 2 79 - 82 JAPAN SOCIETY OF THERMOPHYSICAL PROPERTIES 1994年02月 [査読有り]
     
    酸化物成分のZnOとCr2O3との粉末に金属Crの粉末を添加混合し、 加圧後焼結した固化体について、 金属Crの導入量や生成した結晶性物質が、 熱拡散率、 熱容量、 熱伝導率および熱膨張係数などに及ぼす影響について考察した。
  • Hisao Atsumi; Michio Iseki; Tatsuo Shikama
    Journal of Nuclear Materials 212-215 1478 - 1482 1994年 [査読有り]
     
    Measurements of hydrogen solubility have been performed for several unirradiated and neutron-irradiated graphite (and CFC) samples at temperatures between 700 and 1050°C under a {reversed tilde equals} 10 kPa hydrogen atmosphere. The hydrogen dissolution process has been studied and it is discussed here. The values of hydrogen solubility vary substantially among the samples by up to a factor of about 16. A strong correlation has been observed between the values of hydrogen solubility and the degrees of graphitization determined by the X-ray diffraction technique. The relation can be extended even for the neutron-irradiated samples. Hydrogen dissolution into graphite can be explained by the trapping of hydrogen at defect sites (e.g. dangling carbon bonds) considering an equilibrium reaction between hydrogen molecules and the trapping sites. The migration of hydrogen in graphite is speculated to result from a sequence of detrapping and retrapping events with high-energy activation processes. © 1994.
  • Trapping, Detrapping and Diffusion of Hydrogen in Graphite Exposed to Hydrogen Gas
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Proceedings of the 2nd Japan-CIS Workshop on Interactions of Fuel Particles with Fusion Reactor Materials 130 - 143 1994年01月
  • 山科俊郎; 日野友明; 安藤俊郎; 吉田直亮; 野田信明; 秋場真人; 久保田雄輔; 渥美寿雄; 相良明男; 室賀健夫; 奥野健二
    日本原子力学会誌 35 12 1066 - 1075 日本原子力学会 1993年12月
  • X-ray Diffraction Analysis of Neutron Irradiated Some Graphite Materials」
    M.Iseki; H.Atsumi; T.Maruyama
    NIFS-PROC (Proceedings of Japan-US Workshop P196 on High Heat Flux Components and Plasma Surface Interactions for Next Devices) 12 277 - 281 1993年03月
  • Hydrogen Absorption Behavior in Neutron Irradiated Graphite
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    UTNL-R (Proceedings of Japan-CIS Workshop on Interactions of Fuel Particles with Fusion Reactor Materials) 0293 194 - 199 1993年03月
  • Hydrogen Retention in Graphite -Correlation with the Structure-
    M.Iseki; H.Atsumi; T.Maruyama
    NIFS-PROC (Proceedings of Japan-US Workshop P196 on High Heat Flux Components and Plasma Surface Interactions for Next Devices) 12 225 - 228 1993年03月
  • H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Journal of the Faculty of Science and Technology Kinki University 28 221 - 229 近畿大学 1992年09月 [査読有り]
  • 中性子照射した炭素系材料の水素同位体保持特性
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    東北大学金属材料研究所附属材料試験炉利用施設共同利用研究経過報告書 12 141 - 145 1992年03月
  • 黒鉛中への水素溶解と拡散速度
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    「プラズマ-対向壁複合系における粒子輸送制御」研究会報告書（電気学会、プラズマ・核融合学会） 115 - 122 1992年02月
  • Hisao Atsumi; Michio Iseki; Tatsuo Shikama
    Journal of Nuclear Materials 191-194 368 - 372 1992年 [査読有り]
     
    Hydrogen solubility measurements and the analysis of absorption kinetics have been studied on graphite irradiated with neutrons at various fluences up to 5.4×1024 n/m2. The absorption of hydrogen could be expressed as a diffusion-controlled process. The rate constant of hydrogen absorption was different from that for desorption. This difference may be ascribed to the effects of trapping sites in graphite. After neutron irradiation at 1.9×1024 n/m2 (~ 0.2 dpa), the hydrogen solubility was 20–50 times larger than that of unirradiated samples. The increase of hydrogen solubility was saturated above the damage level of ~ 0.3 dpa. The diffusivity of hydrogen was decreased by neutron irradiation up to 1.9×1024 n/m2, and then increased above this fluence. This behavior can be ascribed to the production of the trapping sites for hydrogen, and the elongation of the distance between the basal planes by neutron irradiation. © 1992, All rights reserved.
  • H.Atsumi; Y.Tsuji; T.Tsubaki
    近畿大学理工学部研究報告 27 255 - 263 近畿大学 1991年09月 [査読有り]
  • H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    近畿大学理工学部研究報告 27 247 - 254 近畿大学 1991年09月 [査読有り]
  • Electron Beam Dosimetry Using Photo-Stimulable Phosphor
    M.Matsuda; T.Kijima; H.Atsumi; Y.Tsuji; M.Hatada
    Proceedings of the 3rd International Conference on Radiation Curing 540 - 544 1991年09月
  • Hydrogen Solubility in Neutron Irradiated Graphite
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    NIFS-WS (Proceedings of the Japan-US Workshop P-165 on Critical Topics of PFM/PFC Data for the Next Step Fusion Devices) 1 361 - 366 1991年02月
  • Hisao Atsumi; Tomoya Yamauchi; Masanobu Miyake
    Journal of Nuclear Materials 179-181 1 227 - 230 1991年 [査読有り]
     
    Thermal desorption measurements were performed on three isotropic graphite samples which were exposed to helium gas at 100-700° C under 7-130 kPa for 1 h. Helium atoms which were desorbed from the sample during ramp heating at 10° C/min in vacuum were identified with a quadrupole mass spectrometer. Helium was dissolved into graphite for a few ppm in atomic fraction. The thermal desorption curve for ISO-880U appears to consist of two peaks (450 and 620° C) after helium gas exposure at above 500° C. The helium desorption can be ascribed to the diffusion-controlled process where the helium atoms may leave through bulk surface and open pores. © 1991.
  • HLW-Cr系固化体の熱伝導率
    椿 隆行; 渥美寿雄; 辻 良夫
    第11回熱物性シンポジウム講演論文集 211 - 214 1990年11月
  • Dissolution of Hydrogen and Helium in Graphite
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama; M.Miyake
    Extended Abstracts on International Symposium on Carbon 1990 1 194 - 197 1990年11月
  • H.Atsumi; Y.Tsuji; T.Tsubaki
    近畿大学理工学部研究報告 26 173 - 180 近畿大学 1990年09月 [査読有り]
  • 電子線線量測定に関する基礎研究（平成元年度）
    松田光司; 来島利幸; 畑田元義; 藤田岩男; 佐藤義幸; 辻 良夫; 渥美寿雄; 桑野 厚
    JAERI-memo 02-223 1 - 78 1990年07月
  • 黒鉛中の水素の拡散
    三宅正宣; 渥美寿雄
    「核融合炉第一壁としての黒鉛共通材料の総合的特性評価」文部省科学研究費補助金「核融合特別研究」第1班「炉内材料」計画研究1986-1989年度研究成果報告書 86 - 93 1990年02月
  • H.Atsumi
    近畿大学理工学部研究報告 26 181 - 187 近畿大学 1990年 [査読有り]
  • Beam Irradiation Experiments
    M.Miyake; H.Atsumi
    Proceedings of Japan-US Workshop P-134 on Evaluation of Graphite as First Wall Material and Development of First Wall Engineering for Next Large Fusion Devices 298 - 305 1989年10月
  • Analysis and Evaluation Methods of Thermal Desorption of Gas Atoms from Solids
    H.Atsumi; M.Miyake
    大阪大学工学報告 39 141 - 151 1989年10月 [査読有り]
  • H.Atsumi
    近畿大学理工学部研究報告 25 201 - 208 近畿大学 1989年09月 [査読有り]
  • Deuterium Solubility and Diffusivity in Graphite
    H.Atsumi; M.Miyake
    IPPJ-AM-64 (Memoirs of the Cooperative Workshop in Institute of Plasma Physics, Nagoya University) 64 36 - 47 1989年05月
  • ホウケイ酸ガラスから放出されたトリチウム水の計測
    ＲＩ利用報告書 大阪大学ＲＩ総合センター 4 1989年
  • Light Ion Beam and Electron Beam Irradiation Experiments and Absorption/Desorption Behavior of Deuterium on Graphite
    M.Miyake; H.Atsumi; J.Okamura; P.Son
    Interim Report by Fusion First Wall Material Research Group. Nuclear Fusion Research Project. "Overall Characterization of Graphites as Fusion First Wall Material and Evaluation of the Stability against Plasmas" 140 - 160 1989年01月 
    "Overall Characterizations of Graphites as Fusion First Wall Material and Evaluation of the Stability against Plasmas" Interim Report by Fusion First Wall Material Research Group. Nuclear Fusion Reasearch Project, The Ministry of Education, Science and Culture, Japan
  • Graphite Surface Erosion by Ion Irradiation and Releasing Behavior of Deuterium and Helium from Graphite
    渥美 寿雄
    大阪大学 1988年12月 [査読有り]
  • H.Atsumi; R.Terai; Y.Tsuji; T.Tsubaki
    近畿大学理工学部研究報告 24 241 - 248 近畿大学 1988年09月 [査読有り]
  • 辻 良夫; 渥美寿雄; 松田光司
    近畿大学理工学部研究報告 24 235 - 240 近畿大学 1988年09月 [査読有り]
  • Shigeru Tokura; Hisao Atsumi; Tomoya Yamaguchi; Masato Shinno; Shinsuke Yamanaka; Masanobu Miyake
    Journal of Nuclear Materials 155-157 1 246 - 250 1988年07月 [査読有り]
     
    Thermal desorption of He from various graphite samples irradiated with 20 keV He + ions has been studied. Thermal desorption behavior of He from Poco graphite was slightly different from that of Isograph-88 and above a dose of approximately 1018 ions/cm2 both isotropic graphites had almost identical desorption curves with peak temperatures of approximately 330°C. In the case of the graphitized paper Papyex, the amount of released He reached a maximum at a dose of 5 × 1017 ions/cm2 and the peak temperature on the thermal desorption curve became constant at approximately 200°C above a dose of 1 × 1018 ions/cm2. The activation energy (Ed) for He desorption from Poco graphite increased with the irradiation dose and was estimated to be 0.72 eV for a dose of 5 × 1016 ions/cm2, 0.90 eV for 5 × 1017 and 1 × 1018 ions/cm2, respectively. © 1988.
  • Hisao Atsumi; Shigeru Tokura; Masanobu Miyake
    Journal of Nuclear Materials 155-157 1 241 - 245 1988年07月 [査読有り]
     
    The absorption and desorption behavior of deuterium has been studied on graphite exposed to a deuterium gas atmosphere at elevated temperatures. Thermal desorption measurements have been carried out at a constant heating rate of 10°C/min in vacuum. The solubility can be expressed by S(STP cm3/g) = 1.9 × 10-4 p 1 2 (Pa)exp[19(kJ/mol)/RT]. Deuterium desorption curves on graphite seem to have three peaks at approximately 140°C, 480°C and 930°C. The second peak may be attributed to pore diffusion of deuterium expressed by D(cm2/s) =1800 exp[-121(kJ/mol)/RT]. The third peak may be attributed to bulk diffusion in graphite filler grains, and this can be expressed by D(cm2/s) = 1.69 exp[-251(kJ/mol)/RT]. © 1988.
  • Thermal Desorption Measurement of Deuterium from Graphite Exposed to D2 Gas Atmosphere at Elevated Temperatures
    H.Atsumi; S.Tokura; M.Miyake
    Technology Reports of the Osaka University 37 255 - 261 1987年10月 [査読有り]
  • Absorption and Desorption of D2 on Graphite
    H.Atsumi; M.Miyake
    IPPJ-AM-50 (Proceedings of the Japan-US Workshop P-92 on Plasma Material Interaction/High Heat Flux Data Needs for the Next Step Ignition and Steady State Devices) 50 273 - 275 1987年05月
  • 黒鉛材料の軽イオンビーム、電子ビーム照射効果に関する研究
    三宅正宣; 孫 鳳根; 渥美寿雄
    「核融合炉第一壁としての黒鉛共通材料の総合的特性評価」昭和61年度文部省科学研究補助金「核融合特別研究」第１班「炉内材料」計画研究研究成果報告書 86 - 93 1987年05月
  • H ATSUMI; S TOKURA; T YAMAUCHI; S YAMANAKA; M MIYAKE
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 141 258 - 261 1986年11月 [査読有り]
  • H ATSUMI; S TOKURA; S YAMANAKA; M NUNOGAKI; M MIYAKE
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 141 113 - 118 1986年11月 [査読有り]
  • 中性子照射ホウケイ酸ガラスのトリチウム放出挙動の解析
    三宅正宣; 渥美寿雄; 東口安宏
    東北大学金属材料研究所附属材料試験炉利用施設共同利用研究経過報告書 11 99 - 103 1986年05月
  • Surface Erosion of Isotropic Graphite by the 20keV Deuterium Ion Irradiation
    H.Atsumi; S.Tokura; S.Yamanaka; M.Nunogaki; M.Miyake
    Technology Reports of the Osaka University 36 41 - 46 1986年 [査読有り]
  • H ATSUMI; S YAMANAKA; P SON; M MIYAKE
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 133 AUG 268 - 271 1985年 [査読有り]
  • 中性子照射したホウケイ酸ガラスからのトリチウム放出挙動
    渥美 寿雄
    大阪大学 1984年03月 [査読有り]
  • Y YAMAMOTO; H ATSUMI; S YAMANAKA; M MIYAKE
    JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 120 2-3 161 - 165 1984年 [査読有り]
  • Releasing Behavior of Tritium from Neutron Irradiated Borosilicate Glass
    Y.Yamamoto; K.Kitagawa; H.Atsumi; S.Yamanaka; M.Miyake
    Scientific Basis for Nuclear Waste Management Ⅵ 191 - 198 1983年01月 [査読有り]
  • Thermal Release of Tritium from Neutron Irradiated Glass
    M.Miyake; H.Atsumi; Y.Nakamura; S.Yamanaka; Y.Yamamoto; K.Kitagawa
    Fusion Technology 1982 1 555 - 560 1983年01月 [査読有り]
  • A Method for Determining Tritium Released from Solid Materials
    M.Miyake; H.Atsumi; S.Yamanaka; Y.Yamamoto; K.Kitagawa
    Technology Reports of the Osaka University 32 429 - 434 1982年10月 [査読有り]
  • 中性子照射したホウケイ酸ガラスのトリチウム放出挙動
    三宅正宣; 渥美寿雄; 中村好規; 山中伸介
    東北大学金属材料研究所附属材料試験炉利用施設共同利用研究経過報告書 10 179 - 188 1982年07月

書籍

  • 原子力・量子・核融合事典
    渥美 寿雄 (担当:分担執筆範囲:第Ⅰ分冊 第5章 第3節 第3項 pp.I-287)丸善 2014年12月 ISBN: 9784621088746
  • 新版 熱電変換システム技術総覧
    渥美寿雄 (担当:分担執筆範囲:第2章 第2節 第1項 pp.208-pp.214)リアライズ理工センター 2004年07月 ISBN: 4898080499

講演・口頭発表等

  • Analysis of Hydrogen/Deuterium from Isotropic Graphite Atomized in Gas Atmosphere  [通常講演]
    N. Aqiesha; H. Atsumi
    日本原子力学会関西支部第17回若手研究者による研究発表会 2022年03月 口頭発表（一般）
  • ⿊鉛、炭素、炭素系材料の照射効果に関する総合的研究（1）  [通常講演]
    渥美寿雄; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮; 大塚哲平
    東北大学金属材料研究所 2021年度大洗アルファ合同研究会 2021年10月 口頭発表（一般）
  • 触媒金属添加したMg-NiFe複合材の水素吸収放出特性評価  [通常講演]
    松本有平; 渥美寿雄
    日本金属学会2021年（第168回）春期講演大会 2021年03月 口頭発表（一般）
  • Thermodynamic and kinetic analysis on thermal desorption of hydrogen isotopes released from graphite  [通常講演]
    H. Atsumi
    3rd Asia-Pacific Symposium on Tritium Science (APSOT-3) 2020年11月 口頭発表（一般）
  • Deuterium desorption from graphite atomized in deuterium gas atmosphere  [通常講演]
    N. Aqiesha; H. Atsumi
    3rd Asia-Pacific Symposium on Tritium Science (APSOT-3) 2020年11月 口頭発表（一般）
  • エネルギーをどうすべきか-私たちの地球環境のために-  [招待講演]
    渥美寿雄
    公開講座（電源地域振興センター専門家派遣事業） 2020年02月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 核融合炉用炭素系材料の機械的特性及び微細組織に及ぼす中性子照射効果  [通常講演]
    車田 亮; 宇野晃汰; 滝口怜央; 伊藤吾朗; 渥美寿雄
    東北大学金属材料研究所 2019年度大洗アルファ合同研究会 2019年10月 ポスター発表
  • 中性子による炭素材料の特性変化と核融合炉への適応性評価（3）  [通常講演]
    渥美寿雄; 近藤佑樹; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮; 大塚哲平
    東北大学金属材料研究所 2019年度大洗アルファ合同研究会 2019年10月 ポスター発表
  • 私たちのエネルギー、現在と未来  [招待講演]
    渥美寿雄
    公開講座（電源地域振興センター専門家派遣事業） 2019年06月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 第3元素（ V, Fe, Co, Nb）添加によるMg-Ni水素吸蔵合金の水素吸収放出特性の評価  [通常講演]
    東 嵩晃; 渥美寿雄
    日本金属学会2019年（第164回）春期講演大会 2019年03月 ポスター発表
  • 基礎から学ぶ原子力発電所の安全対策  [招待講演]
    渥美寿雄
    原子力研修講座（自治体職員） 2018年11月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 中性子による炭素材料の特性変化と核融合炉への適応性評価（2）  [通常講演]
    渥美寿雄; 近藤佑樹; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮; 大塚哲平
    東北大学平成30年度大洗研究会 2018年10月 ポスター発表
  • Mg-Ca-V-Ni系合金の水素吸収放出特性評価  [通常講演]
    石原勇貴; 渥美寿雄; 河野水宥
    日本金属学会2018年（第163回）秋期講演大会 2018年09月 ポスター発表
  • MgにNi-Feを添加した三元系水素吸蔵合金の水素吸収・放出特性評価  [通常講演]
    河野水宥; 石原勇貴; 渥美寿雄
    日本金属学会2018年（第163回）秋期講演大会 2018年09月 ポスター発表
  • 黒鉛の重水素吸収・放出挙動の評価 -メカニカルアロイング処理した微粉塵のTDS測定-  [通常講演]
    近藤佑樹; 渥美寿雄
    日本原子力学会「2018年 秋の大会」 2018年09月 口頭発表（一般）
  • Mg にNi-Fe を添加した三元系水素吸蔵合金の水素吸収・放出特性評価  [通常講演]
    河野水宥; 渥美寿雄; 石原勇貴
    日本金属学会2018年（第162回）春期講演大会 2018年03月 ポスター発表
  • Mg-Ni 系水素吸蔵合金のCo 添加による水素吸収・放出特性評価  [通常講演]
    石原勇貴; 渥美寿雄; 河野水宥
    日本金属学会2018年（第162回）春期講演大会 2018年03月 ポスター発表
  • TDS measurements and the evaluation of D2 released from graphite  [通常講演]
    Y.Kondo; H.Atsumi
    18th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-18) 2017年11月 ポスター発表
  • 炭素材料の機械的特性に及ぼす中性子照射効果  [通常講演]
    車田 亮; 宇野晃汰; 小野稜宙; 渥美寿雄
    東北大学平成29年度大洗研究会 2017年10月 ポスター発表
  • 中性子による炭素材料の特性変化と核融合炉への適応性評価  [通常講演]
    渥美寿雄; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮
    東北大学平成29年度大洗研究会 2017年10月 ポスター発表
  • 等方性黒鉛の水素吸収と放出挙動  [通常講演]
    近藤佑樹; 渥美寿雄
    日本原子力学会「2017年 秋の大会」 2017年09月 口頭発表（一般）
  • Hydrogen absorption and desorption properties of Mg-Ti-Co alloys synthesized by mechanical alloying  [通常講演]
    H. Yoshioka; H. Atsumi
    2nd Asia-Pacific Symposium on Tritium Science (APSOT-2) 2017年09月 ポスター発表
  • Hydrogen absorption/desorption characteristics of Mg-V-Ni hydrogen storage allos  [通常講演]
    T. Sakamoto; H. Atsumi
    2nd Asia-Pacific Symposium on Tritium Science (APSOT-2) 2017年09月 ポスター発表
  • Retention and release of hydrogen isotopes in carbon materials priorly charged in gas phase  [通常講演]
    H. Atsumi; Y. Kondo
    2nd Asia-Pacific Symposium on Tritium Science (APSOT-2) 2017年09月 ポスター発表
  • MA法によって作製したMg-V-Ni 合金の水素吸放出特性の評価  [通常講演]
    坂元友哉; 渥美寿雄; 和田侑己; 吉岡輝
    日本金属学会2017年（第160回）春期講演大会 2017年03月 ポスター発表
  • MA法によって作製したMg-CaNi5合金の炭素添加効果  [通常講演]
    和田侑己; 渥美寿雄; 吉岡輝; 坂元友哉
    日本金属学会2017年（第160回）春期講演大会 2017年03月 ポスター発表
  • 食品と放射性物質について  [通常講演]
    渥美寿雄
    名古屋市食の安全・安心フォーラム 2016年12月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 核融合炉用炭素材料の中性子照射効果  [通常講演]
    渥美寿雄; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮
    東北大学平成28年度大洗研究会 2016年09月 ポスター発表
  • メカニカルアロイング（MA）法により作製したMg-Ti-Co合金の水素吸収放出特性の評価  [通常講演]
    吉岡輝; 和田侑己; 渥美寿雄
    日本金属学会2016年（第159回）秋期講演大会 2016年09月 ポスター発表
  • MA法により作製したMg-Ti-Co合金の水素吸収放出特性の評価  [通常講演]
    吉岡輝; 和田侑己; 渥美寿雄
    日本金属学会2016年（第159回）秋期講演大会 2016年09月 ポスター発表
  • 原子力発電入門  [招待講演]
    渥美 寿雄
    原子力研修講座 2015年11月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Neutron Irradiation Effects on Graphite and Carbon Materials for Fusion Application -Hydrogen Retention and Release-  [通常講演]
    渥美 寿雄; 波多野 雄治; 庭瀬 敬右; 車田 亮; 四竃 樹男
    Workshop of TOHOKU University and SCK•CEN at Tokyo 2015年10月 ポスター発表
  • 専門分野教員による理系英語教育の実践  [通常講演]
    渥美 寿雄
    JACET ESP関西研究会 2015年10月 口頭発表（一般）
  • MA法によって作製したMg-CaNi5-C水素吸蔵合金の水素吸収放出特性  [通常講演]
    和田侑己; 渥美寿雄
    日本金属学会2015年（第157回）秋期講演大会 2015年09月 ポスター発表
  • 2030年の電源構成を考える授業実践-「3.11」に学ぶ今後のあり方」を教材として利用して-  [通常講演]
    壷井宏泰; 渥美寿雄; 橋場隆
    日本エネルギー環境教育学会第10回全国大会 2015年08月 口頭発表（一般）
  • 新しく開発したエネルギー教材と授業実践-小学校6年理科「人と環境」での実践-  [通常講演]
    小鍛冶優; 渥美寿雄; 橋場隆
    日本エネルギー環境教育学会第10回全国大会 2015年08月 口頭発表（一般）
  • 「わが国のエネルギーのあり方を考える教材」の実践 －今後の日本の基幹電源を考える社会科授業－  [通常講演]
    山本照久; 加藤真也; 大住正典; 渥美寿雄; 橋場隆; 村井健志
    日本エネルギー環境教育学会第10回全国大会 2015年08月 口頭発表（一般）
  • 楽しく学べる教具や学習活動の提案－「わが国のエネルギーのあり方を考える教材」の開発の一環として－  [通常講演]
    橋場隆; 渥美寿雄; 小鍛冶優
    日本エネルギー環境教育学会第10回全国大会 2015年08月 口頭発表（一般）
  • 放射線の基礎知識  [招待講演]
    渥美 寿雄
    消費者庁コミュニケーター研修（三重県） 2015年03月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 放射線の基礎知識  [招待講演]
    渥美 寿雄
    消費者庁コミュニケーター研修（愛知県） 2015年03月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Zr-Nb改良型被覆材の水素吸収特性及び構造変化  [通常講演]
    東 邦彦; 渥美寿雄; 武村祐一朗
    日本原子力学会関西支部第10回若手研究者による研究発表会 2015年01月 口頭発表（一般）
  • MA法によって作製したMg-Ti-Fe-Ni 合金の水素吸収放出特性の評価  [通常講演]
    出口耕平; 渥美寿雄; 藤居数宜
    日本金属学会2014年（第155回）秋期講演大会 2015年01月 ポスター発表
  • 電気をつくる  [招待講演]
    渥美 寿雄
    近畿大学理工学部・ バイオコークス研究所公開講座 2014年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • わが国のエネルギーのあり方を考える教材の開発（その2）－3.11を踏まえ原子力発電とどう向き合うか－  [通常講演]
    橋場隆; 村井健志; 大磯眞一; 渥美寿雄; 一木博; 高田敏尚; 壷井宏泰; 堀内直代; 今北眞奈美; 太田聡; 河野卓也; 小鍛冶優; 澤田一彦; 塚田勝利; 山本照久
    日本エネルギー環境教育学会第9回全国大会 2014年08月 口頭発表（一般）
  • 福島の放射線をめぐる現状  [招待講演]
    渥美寿雄
    放射線フォーラム「福島の放射線をめぐる現状」 2014年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 放射線の基礎知識  [招待講演]
    渥美 寿雄
    勝山市くらしの講座 2014年07月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 炭素材料の水素吸収と放出挙動(5)－吸収温度による放出挙動変化－  [通常講演]
    渥美寿雄
    日本原子力学会2014年春の年会 2014年03月 口頭発表（一般）
  • Zr-Nb合金のNb含有率における水素吸収特性及び構造変化  [通常講演]
    東邦彦; 渥美寿雄; 阿部弘亨
    日本原子力学会2014年春の年会 2014年03月 口頭発表（一般）
  • The Effects of Doping Bismuth on the Thermoelectric Properties of Zn4Sb3  [通常講演]
    Afiqa Binti Mohamad; Hisao Atsumi
    Malaysia-Japan Academic Scholar Conference (MJASC) 2013年11月 口頭発表（一般）
  • Trapping State of Hydrogen Isotopes in Carbon and Graphite Investigated by Thermal Desorption Spectrometry  [通常講演]
    H. Atsumi; T. Tanabe; T. Shikama
    10th International Conference on Tritium Science and Technology (TRITIUM 2013) 2013年10月 ポスター発表
  • 太陽光発電と燃料電池技術の現状と展望  [招待講演]
    渥美 寿雄
    東大阪商工会議所新エネルギー産業分野参入促進セミナー 2013年10月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • MA法によって作製したMg系水素吸蔵合金の水素吸収・放出挙動の評価  [通常講演]
    藤居 数宜; 出口 耕平; 渥美 寿雄
    日本金属学会秋期（第153回）大会 2013年09月 ポスター発表 金沢市
  • 核融合炉用炭素材料の中性子照射効果  [通常講演]
    渥美 寿雄
    東北大学金属材料研究所大洗研究会 2013年09月 口頭発表（一般） 茨城県大洗町
  • 原子力発電との向き合い方を考えるための教材の開発  [通常講演]
    橋場 隆; 渥美 寿雄; 村井 健志; 太田; 一木 博; 今北 眞奈美; 太田 聡; 河野 卓也; 小鍛冶 優; 澤田 一彦; 高田 敏尚; 塚田 勝利; 壷井 宏泰; 堀内 直代; 山本 照久
    日本原子力学会2013年秋の大会 2013年09月 口頭発表（一般） 八戸市
  • わが国のエネルギーのあり方を考える教材の開発 -3.11を踏まえ原子力発電とどう向き合うか-  [通常講演]
    橋場 隆; 渥美 寿雄; 村井 健志; 太田; 一木 博; 高田 敏尚; 壷井 宏泰; 堀内 直代; 今北 眞奈美; 太田 聡; 河野 卓也; 小鍛冶 優; 澤田 一彦; 塚田 勝利; 山本 照久
    第8回エネルギー環境教育学会 2013年08月 口頭発表（一般） 島根市
  • 理科教育においてわが国のエネルギーのあり方を考える -電力需給・原子力発電の課題と向き合える補助教材の開発-  [通常講演]
    小鍛冶 優; 渥美 寿雄; 一木 博; 橋場 隆
    日本理科教育学会 第63回全国大会 2013年08月 口頭発表（一般） 札幌市
  • 炭素材料の水素吸収と放出挙動（4）  [通常講演]
    渥美 寿雄; 小西 孝宗
    日本原子力学会2013年春の年会 2013年03月 口頭発表（一般） 東大阪市
  • 黒鉛および炭素材料中の水素 -高温で黒鉛中に吸蔵させた水素の昇温脱離と放出機構-  [通常講演]
    渥美 寿雄; 小西 孝宗
    第39回 炭素材料学会年会 2012年11月 口頭発表（一般） 長野市
  • これからのエネルギーのあり方を考える  [招待講演]
    渥美 寿雄
    神戸山手大学シンポジウム 2012年11月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • どうなる日本のエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    近畿大学公開講座2012 2012年09月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Mg-Ca-Ni合金の水素吸放出特性評価  [通常講演]
    大石 慎太郎; 雑賀 一真; 渥美 寿雄
    日本金属学会2012年秋期（第151回）大会 2012年09月 ポスター発表 松山市
  • 放射線の基礎知識  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省 教育職員セミナー（徳島県） 2012年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • カーボンダストおよび中性子照射した 炭素材中の水素蓄積と その低減化に関する研究  [通常講演]
    渥美 寿雄
    科研費特定領域 公開シンポジウム 2012年08月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 名古屋市
  • 放射線の基礎知識  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省 教育職員セミナー（京都府） 2012年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 放射線の基礎知識  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省 教育職員セミナー（滋賀県） 2012年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Thermal Desorption of Hydrogen from Carbon and Graphite at Elevated Temperatures  [通常講演]
    H. Atsumi; Y. Takemura; T. Miyabe; T. Konishi; T. Tanabe; T. Shikama
    20th International Conference on Plasma Surface Interactions (PSI-20) 2012年05月 ポスター発表 ドイツAachen市
  • 高Nb 含有Zr 合金の水素吸収特性（2）  [通常講演]
    中山佳祐; 西尾和晃; 渥美寿雄; 武村祐一朗
    日本原子力学会2012年春の年会 2012年03月 口頭発表（一般）
  • 炭素材料の水素吸収と放出挙動（3）  [通常講演]
    渥美 寿雄; 小西 孝宗; 宮部 泰志
    日本原子力学会2012年春の年会 2012年03月 口頭発表（一般） 福井市
  • カーボンダストおよび中性子照射した炭素材中の水素蓄積とその低減化に関する研究  [通常講演]
    渥美 寿雄
    科研費特定領域研究成果報告会 2012年03月 口頭発表（一般） 名古屋市
  • 高Nb含有Zr合金の水素吸収特性  [通常講演]
    中山 佳祐; 西尾 和晃; 渥美 寿雄; 武村 祐一朗
    日本原子力学会関西支部 第7回若手研究者による研究発表会 2011年12月 大阪市
  • 炭素材料の水素リテンションと放出挙動  [通常講演]
    渥美 寿雄
    科研費特定領域「核融合トリチウム」若手交流研究会 2011年12月 口頭発表（一般） 春日市
  • Mg-Al合金の水素吸放出特性の評価  [通常講演]
    小西 遼平; 雑賀 一真; 渥美 寿雄
    日本金属学会2011年秋期（第149回）大会 2011年11月 ポスター発表 宜野湾市
  • メカニカルアロイング法により作製したMg-Ca-Ni合金の水素吸放出特性  [通常講演]
    森岡 政好; 大石 慎太郎; 渥美 寿雄
    日本金属学会2011年秋期（第149回）大会 2011年11月 ポスター発表 宜野湾市
  • Desorption of Hydrogen Trapped in Carbon and Graphite  [通常講演]
    H. Atsumi; Y. Takemura; T. Miyabe; T. Konishi; T. Tanabe; T. Shikama
    15th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-15) 2011年10月 ポスター発表 米国 North Carolina州 Charleston市
  • 高Nb 含有Zr 合金の水素吸収特性及び構造変化  [通常講演]
    西尾和晃; 中山佳祐; 渥美寿雄; 武村祐一朗
    日本原子力学会2011年秋の大会 2011年09月 口頭発表（一般）
  • 炭素材料の水素吸収と放出挙動（2）  [通常講演]
    渥美 寿雄; 小西 孝宗; 宮部 泰志
    日本原子力学会2011年秋の大会 2011年09月 口頭発表（一般） 北九州市
  • 核融合炉用炭素材料の中性子照射効果  [通常講演]
    渥美 寿雄
    東北大学金属材料研究所大洗研究会 2011年09月 口頭発表（一般） 茨城県大洗町
  • カーボンダストおよび中性子照射した炭素材中の水素蓄積とその低減化に関する研究  [通常講演]
    渥美 寿雄
    科研費特定領域 研究成果／計画報告会 2011年04月 口頭発表（一般） 名古屋市
  • 炭素材料の水素吸収と放出挙動  [通常講演]
    渥美 寿雄; 小西 孝宗; 鈴木 浩司; 宮部 泰志
    日本原子力学会2011年春の大会 2011年03月 口頭発表（一般） 福井市
  • タングステンの水素吸収特性と酸化の影響  [通常講演]
    宮部 泰志; 鈴木 浩司; 渥美 寿雄; 小西 孝宗
    日本原子力学会2011年春の大会 2011年03月 口頭発表（一般） 福井市
  • 炭素系材料の水素保持と放出特性  [通常講演]
    渥美 寿雄
    科研費特定領域「核融合トリチウム」研究会 2011年03月 口頭発表（一般） 熱海市
  • Mg-Ni系複合材の水素吸放出特性  [通常講演]
    森岡 政好; 平城 順平; 川畑 智之; 日置 昌吾; 葛西 剛寛; 渥美 寿雄
    日本原子力学会関西支部 第6回若手研究者による研究発表会 2011年01月 口頭発表（一般） 大阪大学中之島センター（大阪市）
  • 電気ができるしくみ  [招待講演]
    渥美 寿雄
    応用物理学会関西支部「リフレッシュ理科教室」2010大阪 2010年10月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Mg-Ni系水素吸蔵合金の水素吸放出特性の改善  [通常講演]
    平城 順平; 小西 遼平; 森岡 政好; 日置 昌吾; 川畑 智之; 渥美 寿雄
    日本金属学会2010年秋期（第147回）大会 2010年09月 口頭発表（一般） 札幌市
  • 核融合炉用炭素材料の中性子照射効果 -水素の挙動を中心として-  [通常講演]
    渥美 寿雄
    東北大学金属材料研究所大洗研究会 2010年09月 口頭発表（一般） 東京都
  • 放射線教育における専門家と現場との連携  [招待講演]
    渥美 寿雄
    第5回放射線教育セミナー 2010年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 近畿大学の原子力教育と人材育成 -教育研究用原子炉UTR-KINKIの活用を中心として-  [通常講演]
    渥美 寿雄
    同志社大学学術講演会 2010年05月 口頭発表（招待・特別） 京都市
  • カーボンダストおよび中性子照射した炭素材中の水素蓄積とその低減化に関する研究  [通常講演]
    渥美 寿雄
    科研費特定領域研究成果/計画報告会 2010年05月 口頭発表（一般） 岐阜県土岐市
  • 低炭素社会を牽引する燃料電池と水素貯蔵技術  [招待講演]
    渥美 寿雄
    東大阪商工会議所産学ビジネス交流会 2010年03月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 太陽光発電を知ろう～日本版グリーン・ニューディール～  [招待講演]
    渥美 寿雄
    加古川市環境セミナー 2010年01月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 放射線の基礎知識  [招待講演]
    渥美 寿雄
    徳島県教育委員会 教職員研修会 2010年01月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギーと環境問題  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省 「原子力・放射線に関する教職員セミナー」（徳島県） 2010年01月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 知識普及活動における学校教員との接点について  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会・保健物理学会 中学校における放射線教育への支援に関する研究会 2009年12月 口頭発表（招待・特別） 大阪市
  • 大学教育のグッドプラクティス「近畿大学の取り組み」  [通常講演]
    渥美 寿雄
    原子力教育シンポジウム 2009年11月 口頭発表（招待・特別） 東京都
  • 資源問題とエネルギー-新エネルギーと原子力-  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力・放射線に関する教職員セミナー」（茨城県） 2009年11月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 高温でのタングステンの水素吸収特性  [通常講演]
    鈴木 浩司; 谷口 佳; 渥美 寿雄
    日本原子力学会2009年秋の大会 2009年09月 口頭発表（一般） 仙台市
  • Mg-Ca-Ni 複合材料の水素吸蔵特性  [通常講演]
    平城 順平; 藤野 晋三; 笹尾 将文; 渥美 寿雄
    日本金属学会2009年秋期大会 2009年09月 口頭発表（一般） 京都市
  • Irradiation Effects on Carbon Materials for Fusion Applications -Structural Changes, Hydrogen Diffusion and Trapping-  [通常講演]
    H. Atsumi
    ICC Workshop on the Current Status and Prospects Collaborations between IMR and SCK/CEN Using BR2 2009年09月 口頭発表（一般） 札幌市
  • Hydrogen in Carbon and Graphite -Trapping, Bulk Retention and Diffusion-  [通常講演]
    H. Atsumi; T. Tanabe; T. Shikama
    14th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-14) 2009年09月 ポスター発表 札幌市
  • エネルギー教育支援活動  [招待講演]
    渥美 寿雄
    社会経済生産性本部 平成21年度教師のためのエネルギー環境教育実践セミナーin大阪 2009年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 地球資源と原子力エネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省 「原子力・放射線に関する教職員セミナー」（新潟県） 2009年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 地球資源と原子力エネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省 「原子力・放射線に関する教職員セミナー」（岐阜県） 2009年07月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省 「原子力・放射線に関する教職員セミナー」（静岡県） 2009年07月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Neutron Irradiation Effects on Carbon Materials for Fusion Applications -Hydrogen Diffusion and Trapping-  [通常講演]
    H. Atsumi
    2009 Oarai/IMR Research Meeting 2009年06月 口頭発表（一般） 東京都
  • 黒鉛中水素挙動の中性子照射効果  [通常講演]
    渥美 寿雄
    科研費補助金特定領域研究ワークショップ 2009年05月 シンポジウム・ワークショップパネル（公募） 東京都
  • 高Nb含有Zrの物性評価  [通常講演]
    藤野 晋三; 渥美 寿雄; 牟田 浩明; 山中
    日本原子力学会「2009年春の年会」 2009年03月 口頭発表（一般） 東京都
  • Mg-Ca-Ni複合材の水素吸蔵特性  [通常講演]
    井上 公太; 渥美 寿雄
    日本原子力学会関西支部 第4回若手研究者による研究発表会 2008年11月 口頭発表（一般）
  • 環境・資源・エネルギーと原子力  [招待講演]
    渥美 寿雄
    環境科学セミナー（千葉県） 2008年10月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • いろいろなエネルギーと電気を作る技術  [招待講演]
    渥美 寿雄
    エネルギー検定エネルギー講座（京都府） 2008年10月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • いろいろなエネルギーと電気を作る技術  [招待講演]
    渥美 寿雄
    エネルギー検定エネルギー講座（和歌山県） 2008年09月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 核融合炉用炭素材料の中性子照射効果  [通常講演]
    渥美 寿雄
    東北大学金属材料研究所大洗研究会 2008年09月 口頭発表（一般） 東京都
  • 資源・エネルギー問題と原子力  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省 「原子力体験セミナー」（静岡県） 2008年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギーと地球環境  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」（福岡県） 2008年07月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギー環境教育活動を通して  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会 第7回「放射線と社会・環境」研究専門委員会 2008年07月 口頭発表（招待・特別） 大阪市
  • 地球環境問題について  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」（福岡県） 2008年07月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Bulk Hydrogen Retention in Neutron-Irradiated Graphite at Elevated Temperatures  [通常講演]
    H.Atsumi; A.Muhaimin; T.Tanabe; T.Shikama
    18th International Conference on Plasma Surface Interactions in Controlled Fusion Devices (PSI-18) 2008年05月 ポスター発表 Toledo, Spain
  • 黒鉛中水素挙動の中性子照射効果  [通常講演]
    渥美 寿雄; 田辺 哲朗; 四竃 樹男
    日本原子力学会「2008年春の年会」 2008年03月 口頭発表（一般） 大阪府吹田市
  • 炭素材料中の水素挙動と中性子照射効果  [通常講演]
    渥美 寿雄
    科学研究費助成金ワークショップ 2008年03月 シンポジウム・ワークショップパネル（公募） 福岡市
  • 資源・エネルギーと環境問題  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「エネルギー・環境・放射線セミナー」（茨城県） 2008年02月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギーと地球環境  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」 2007年12月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Hydrogen Trapping in Neutron-Irradiated Graphite  [通常講演]
    H.Atsumi; A.Muhaimin; T.Tanabe; T.Shikama
    13th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-13) 2007年12月 ポスター発表 Nice, France
  • エネルギー・環境授業をもっと楽しく～手作り実験教材を含めたエネルギー教育実践例～  [通常講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「エネルギー・環境・放射線セミナー」（福井県） 2007年12月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Mg-Cu-Mn複合材の水素吸収特性  [通常講演]
    堀江 峰立; 渥美 寿雄
    平成19年度（第3回）原子力学会関西支部 若手研究者による研究発表会 2007年11月 口頭発表（一般） 大阪市
  • クイズで学ぼう！原子力と放射線  [招待講演]
    渥美 寿雄
    社会経済生産性本部エネルギー環境教育情報センター平成19年度エネルギー教育リーダー養成研修会 2007年11月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギーと環境  [通常講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「エネルギー環境セミナー」（兵庫県） 2007年10月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 近畿大学におけるエネルギー教育への取り組み （2）体験型原子力・エネルギー教育の実践  [通常講演]
    渥美 寿雄; 大澤 孝明; 藤 堅正; 中田 早人; 堀口 哲男; 杉浦 紳之; 伊藤 哲夫
    日本原子力学会「2007年秋の大会」 2007年09月 口頭発表（一般） 北九州市
  • Mg-Cu-Mn複合材の水素吸収特性  [通常講演]
    堀江 峰立; 渥美 寿雄
    日本金属学会2007年秋期（第141回）大会 2007年09月 口頭発表（一般） 岐阜市
  • Neutron Irradiation Effects of Carbon Materials for Fusion Applications  [通常講演]
    H.Atsumi
    2007 Oarai/IMR Research Meeting 2007年09月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 茨城県大洗町
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」（群馬県） 2007年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギー・環境学習で有効に使える手作り教材・教具  [招待講演]
    渥美 寿雄
    平成19年度京都環きょうみらい会議環境学習教材・教具研修会 2007年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 原子力・エネルギーについて～エネルギー問題と原子力発電～  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省 原子力・エネルギー調査活動交流会 2007年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 関西におけるエネルギー・原子力教育への取組みについて  [通常講演]
    西川 佳秀; 渥美 寿雄; 中川 祐司; 古田 雅一
    日本エネルギー環境教育学会第2回全国大会 2007年08月 口頭発表（一般） 高知市
  • エネルギーと地球環境  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅡ 2007年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギー・環境授業のポイントと実践例  [招待講演]
    渥美 寿雄
    九州エネルギー問題懇話会平成19年度教職員エネルギーセミナー（鹿児島県） 2007年07月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギー・環境授業のポイントと実践例  [招待講演]
    渥美 寿雄
    九州エネルギー問題懇話会平成19年度教職員エネルギーセミナー（福岡県） 2007年07月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 中性子照射した黒鉛中の水素リテンションと捕獲サイト  [通常講演]
    渥美 寿雄
    核融合科学研究所共同研究、プラズマ・核融合学会専門委員会、日本原子力学会研究専門委員会合同研究会 2007年03月 口頭発表（一般） 岐阜県土岐市
  • エネルギーや環境教育で子ども達のココロを掴もう  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省教育支援シンポジウム「見る、触れる、まねる（学ぶ）で教師力をアップさせよう！」（大阪府） 2007年01月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等 大阪市
  • エネルギーや環境教育で子ども達のココロを掴もう  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省教育支援シンポジウム「見る、触れる、まねる（学ぶ）で教師力をアップさせよう！」（福井県） 2006年12月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等 福井市
  • 地球環境とエネルギー  [通常講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」（群馬県） 2006年12月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギーと環境問題～核燃料サイクル、地球温暖化～  [招待講演]
    渥美 寿雄
    第25回寝屋川市民大学講座 2006年11月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」（山梨県） 2006年11月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「教員のための環境科学セミナー」（新潟県） 2006年11月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Hydrogen Retention in Deposited Surface Layers of a Plasma-Facing Wall Composed of Carbon and Iron  [通常講演]
    H.Atsumi; A.Muhaimin; N.Shibata; Y.Nakamura
    11th International Workshop on Plasma-Facing Materials and Components for Fusion Applications PFMC11 2006年10月 ポスター発表 Greifswald, Germany
  • Hydrogen Absorption into Neutron-Irradiated Graphite and Estimation of Trapping Effect  [通常講演]
    H.Atsumi; N.Shibata; T.Tanabe; T.Shikama
    11th International Workshop on Plasma-Facing Materials and Components for Fusion Applications PFMC11 2006年10月 ポスター発表 Greifswald, Germany
  • 関西地区小・中・高校におけるエネルギー教育の現状と課題  [通常講演]
    大澤孝明; 渥美寿雄; 伊藤哲夫; 杉浦紳之
    日本エネルギー環境教育学会第1回全国大会 2006年09月 口頭発表（一般）
  • 大学入学時のエネルギー・環境問題の理解度とエネルギー教育の効果  [通常講演]
    渥美 寿雄; 大澤孝明; 山崎秀夫; 中田早人
    日本エネルギー環境教育学会第1回全国大会 2006年09月 口頭発表（一般） 青森県八戸市
  • 将来の電力エネルギー供給について  [招待講演]
    渥美 寿雄
    電気四学会関西支部専門講習会 2006年09月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等 大阪市
  • 学校の中のエネルギー環境教育  [通常講演]
    渥美 寿雄
    第11回資源・エネルギー・環境フォーラム 2006年08月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 京都市
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅤ 2006年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 新エネルギーへの期待と解決すべき課題  [通常講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「エネルギー・環境・放射線セミナー」（大阪市） 2006年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 資源・エネルギーや環境問題について考えよう  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅣ 2006年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 学生たちの好奇心と意外に知らない身近なエネルギー問題  [招待講演]
    渥美 寿雄
    エネルギー環境教育研究フォーラムin関西 2006年08月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 東大阪市
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅢ 2006年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅡ 2006年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 体験型エネルギー・環境教育とエネルギー教育ネットワークの構築  [通常講演]
    渥美 寿雄; 大澤孝明
    社会経済生産性本部・エネルギー教育地域拠点大学研究報告 2006年03月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等 東京都
  • Oakridge国立研究所によるCO2排出データ  [通常講演]
    渥美 寿雄
    おおさかエネルギー教育研究会 2006年03月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Tri-lemma of Three "E"s; Energy, Economy and Environment  [招待講演]
    H. Atsumi
    放射線利用振興協会国際原子力安全セミナー 2006年01月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅤ 2005年12月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 体験型エネルギー・環境教育とエネルギー教育ネットワークの構築  [通常講演]
    渥美 寿雄; 大澤孝明
    社会経済生産性本部・エネルギー教育地域拠点大学研究報告 2005年11月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 東大阪市
  • 熱電発電によるエネルギー有効利用とこれを利用した実験事例  [通常講演]
    渥美 寿雄
    おおさかエネルギー教育研究会 2005年10月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 近畿大学におけるエネルギー教育への取り組み  [通常講演]
    渥美 寿雄; 大澤孝明
    おおさかエネルギー教育研究会 2005年10月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 大阪市
  • 黒鉛における水素吸収特性及びそのメカニズム  [通常講演]
    佐藤一哉; 渥美 寿雄
    日本原子力学会2005年秋の大会 2005年09月 口頭発表（一般） 青森県八戸市
  • 関西地区小・中・高校におけるエネルギー教育の現状と課題  [通常講演]
    大澤孝明; 渥美寿雄; 伊藤哲夫; 杉浦紳之
    日本原子力学会2005年秋の大会 2005年09月 口頭発表（一般）
  • 近畿大学におけるエネルギー教育への取り組み  [通常講演]
    渥美 寿雄; 大澤孝明; 山崎秀夫; 小川喜弘; 中田早人
    日本原子力学会2005年秋の大会 2005年09月 口頭発表（一般） 青森県八戸市
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅣ 2005年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅢ 2005年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅡ 2005年07月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 近大原子炉実験における学生アンケートによる教育効果の評価  [通常講演]
    古山雄一; 渥美 寿雄; 鶴田隆雄; 橋本憲吾; 堀口哲男; 谷池晃; 北村晃
    日本原子力学会2005年春の年会 2005年03月 口頭発表（一般） 神奈川県平塚市
  • これからの地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コースⅥ 2005年03月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 体験型エネルギー・環境教育とエネルギー教育ネットワークの構築  [通常講演]
    渥美 寿雄; 大澤孝明
    社会経済生産性本部・エネルギー教育地域拠点大学研究報告 2005年03月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 東京都
  • 原子力から考える私たちのエネルギーと環境  [招待講演]
    渥美 寿雄
    資源エネルギー庁「エネルギー環境セミナー」（愛媛県） 2005年03月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギー教育の難しさと課題  [通常講演]
    渥美 寿雄
    おおさかエネルギー教育研究会 2005年02月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等 大阪市
  • Tri-lemma of Three "E"s; Energy, Economy and Environment  [招待講演]
    H.Atsumi
    放射線利用振興協会国際原子力安全セミナー 2004年12月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • これからの地球環境とエネルギー  [招待講演]
    渥美 寿雄
    文部科学省「原子力体験セミナー」基礎コース 2004年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Tri-lemma of Three "E"s; Energy, Economy and Environment  [招待講演]
    渥美 寿雄
    放射線利用振興協会国際原子力安全セミナー 2004年02月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Hydrogen in Graphite -Simulation of Trapping, Detrapping, Recombination and Diffusion-  [通常講演]
    H. Atsumi
    11th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-11) 2003年12月 ポスター発表 京都市
  • 黒鉛中の水素挙動  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会2003 年秋の大会 2003年09月 口頭発表（一般） 静岡市
  • 炭素材料中での水素捕獲とその移動機構  [通常講演]
    渥美 寿雄
    炭素材料学会第29回年会 2002年12月 口頭発表（一般） 大阪府吹田市
  • 黒鉛中の水素 －その物理的、化学的状態と移動の機構－  [通常講演]
    渥美 寿雄
    プラズマ・核融合学会第19回年会 2002年11月 口頭発表（一般） 愛知県犬山市
  • Hydrogen Absorption and Transport in Graphite Materials  [通常講演]
    H.Atsumi; K.Tauchi
    International Symposium on Metal-Hydrogen Systems 2002年09月 ポスター発表 Annecy, France
  • Hydrogen Retention in Graphite and Carbon Materials under a Fusion Reactor Environment  [通常講演]
    H.Atsumi
    15th International Conference on Plasma Surface Interactions in Controlled Fusion Devices 2002年05月 ポスター発表 岐阜市
  • Mechanism of Hydrogen Trapping and Transport in Carbon Materials  [通常講演]
    渥美 寿雄
    International Workshop on Hydrogen Isotopes in Fusion Reactor Materials 2002年05月 シンポジウム・ワークショップパネル（公募） 東京都
  • 黒鉛への気相水素吸収とその律速過程  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本金属学会2002年春期（第130回）大会 2002年03月 口頭発表（一般） 東京都
  • 燃料電池用水素貯蔵材料の開発  [通常講演]
    渥美寿雄; 田内一人
    近畿大学大学院第３回「研究成果公開発表会」 2001年11月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • Hydrogen Bulk Retention in Graphite and the Kinetics of Diffusion  [通常講演]
    H.Atsumi
    10th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-10) 2001年10月 ポスター発表 Baden-Baden, Germany
  • High Thermal Conductivity Graphite Fiber, Silicon Carbide Composites for Fusion Reactor Application  [通常講演]
    L.L.Snead; M.Balden; R.A.Causey; H.Atsumi
    10th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-10) 2001年10月 口頭発表（一般） Baden-Baden, Germany
  • 黒鉛中での水素捕獲  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会2001年秋の大会 2001年09月 口頭発表（一般） 札幌市
  • なぜ原子力をやるんだろう  [招待講演]
    渥美 寿雄
    保健物理学会若手研究会夏期セミナー 2001年09月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 核融合炉用炭素材料・水素吸蔵用炭素材料の水素吸収に及ぼす中性子照射効果  [通常講演]
    渥美 寿雄
    平成13年度東北大学金属材料研究所大洗施設材料照射研究会 2001年09月 シンポジウム・ワークショップパネル（公募） 茨城県大洗町
  • 黒鉛中への水素吸収と拡散（2）  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会2001年（第39回）春の年会 2001年03月 口頭発表（一般） 東京都
  • 核融合炉用黒鉛中における水素の拡散係数  [通常講演]
    渥美 寿雄
    第27回炭素材料学会年会 2000年12月 口頭発表（一般） 北九州市
  • 水素濃度による黒鉛中の水素拡散係数の変化  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会「核融合炉材料中における水素同位体挙動」研究専門委員会・平成12年度第2回ＰＳＩ研究会 2000年12月 シンポジウム・ワークショップパネル（公募） 茨城県那珂町
  • 水素エネルギー利用のための合金と新しい応用  [通常講演]
    渥美寿雄
    近畿大学大学院第２回「研究成果公開発表会」 2000年10月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 黒鉛中への水素吸収と拡散  [通常講演]
    渥美 寿雄; 井関道夫
    日本原子力学会2000年（第38回）春の年会 2000年03月 口頭発表（一般） 松山市
  • 黒鉛中における水素拡散係数の濃度依存性  [通常講演]
    渥美 寿雄
    炭素材料セミナー 2000年02月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等 兵庫県社町
  • なぜ今、原子力を進めるのか  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会関西支部原子力オープンスクール 1999年12月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名）
  • Hydrogen Absorption Process into Graphite and Carbon Materials  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki
    9th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-9) 1999年10月 ポスター発表 Colorado Springs, U.S.A.
  • 放射線と人体影響  [招待講演]
    渥美 寿雄
    関西原子力懇談会夏期エネルギーセミナー 1999年07月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • エネルギーにおける原子力の役割  [通常講演]
    渥美 寿雄
    大阪府原子科学技術教育研究会 1999年07月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 大阪市
  • 金属、黒鉛中の水素に関する研究  [通常講演]
    渥美 寿雄
    物性科学談話会 1999年03月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 兵庫県社町
  • バックエンド最前線  [招待講演]
    渥美 寿雄
    関西原子力懇談会「魅力ある原子力研究検討会」 1998年08月 公開講演，セミナー，チュートリアル，講習，講義等
  • 魅力ある原子力研究をめざして  [通常講演]
    渥美 寿雄
    関西原子力懇談会「魅力ある原子力研究検討会」 1998年07月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名） 大阪市
  • タングステンおよびタングステン炭化物中への水素吸収  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会1998年春の年会 1998年03月 口頭発表（一般） 東大阪市
  • Hydrogen Retention in High-Z Materials with Various Contents of Carbon  [通常講演]
    H.Atsumi; T.Tanabe
    Eighth International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-8) 1997年10月 ポスター発表 仙台市
  • Hydrogen-Induced Structural Changes of RFe2 Intermetallic Compounds  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; M.Hirscher; H.Kronmüller
    5th NATO International Conference  1997年09月 口頭発表（招待・特別） Katsiveli, Ukraine
  • Hydrogen Retention in Carbon-Contained Tungsten and Molybdenum  [通常講演]
    H.Atsumi; T.Tanabe
    6th Japan-CIS Workshop on Interaction of Fuel Particles with Fusion Materials 1997年09月 口頭発表（一般） Moscow, Russia
  • Diffusion of Hydrogen in Crystalline and Amorphous GdFe2 Alloys  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Hirscher; H.Krönmuller
    International Symposium on Metal-Hydrogen Systems 1996年08月 ポスター発表
  • Hydrogen Behavior in Carbon-Based Materials and Its Neutron Irradiation Effect  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Seventh International Conference on Fusion Reactor Materials 1995年09月 ポスター発表
  • Trapping of Hydrogen in Carbon and Graphite  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    4th Japan-CIS Workshop on the Interactions of Fuel Particles with Fusion Reactor Materials 1995年09月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛の照射損傷と水素吸収  [通常講演]
    渥美 寿雄
    東北大学金属材料研究所ワークショップ「炭素材料の照射損傷」 1995年03月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名）
  • Wasserstoffinduzierte Strukturumwandlungen in DyFe2-Legierungen  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Hirscher; E.H.Büchler; J.Mössinger; H.Kronmüller
    Deutsche Physikalische Gesellschaft 1995年03月 口頭発表（一般）
  • エネルギー材料としての金属水素化物  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会第9回「新・放射線利用」研究専門委員会 1994年11月 口頭発表（招待・特別）
  • Hydrogen Diffusion in DyFe2 and Its Effect on Magnetic Properties  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Hirscher; E.H.Büchler; J.Mössinger; H.Kronmüller
    International Symposium on Metal-Hydrogen Systems 1994年11月 ポスター発表
  • Hydrogen-Induced Structural Changes of Fe2Ce Alloys  [通常講演]
    渥美 寿雄
    International Symposium on Metal-Hydrogen Systems 1994年11月 ポスター発表
  • Radiation Damage of Graphite -Degradation of Material Parameters and Defect Structures-  [通常講演]
    T.Tanabe; T.Maruyama; M.Iseki; K.Niwase; H.Atsumi
    3rd International Symposium on Fusion Nuclear Technology 1994年06月 口頭発表（一般）
  • Hydrogen Trapping in Graphite at High Temperatures  [通常講演]
    T.Tanabe; H.Atsumi; N.Kangai; K.Niwase
    2nd International Workshop on Tritium Effects in Plasma Facing Components 1994年05月 口頭発表（一般）
  • Hydrogen Transport and Trapping Effects in Graphite  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Second Japan-CIS Workshop on Interactions of Fuel Particles with Fusion Materials 1993年10月 口頭発表（一般）
  • Trapping, Detrapping and Diffusion of Hydrogen in Graphite Exposed to Hydrogen Gas  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Sixth International Conference on Fusion Reactor Materials 1993年09月 ポスター発表
  • 黒鉛中への水素溶解と拡散速度（3）  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    1993年（第31回）日本原子力学会春の年会 1993年03月 口頭発表（一般）
  • X-ray Diffraction Analysis of Neutron Irradiated Some Graphite Materials  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Japan-CIS Workshop on Interactions of Fuel Particles with Fusion Materials 1992年12月 口頭発表（一般）
  • 核融合炉用黒鉛材料の水素吸収特性  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    第19回炭素材料学会年会 1992年12月 口頭発表（一般）
  • Hydrogen Retention in Graphite -Correlation with the Structure-  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Japan-U.S. Workshop on High Heat Flux Components and Plasma Surface Interactions 1992年11月 口頭発表（一般）
  • X-ray Diffraction Analysis of Neutron Irradiated Some Graphite Materials  [通常講演]
    M.Iseki; H.Atsumi; T.Shikama
    Japan-U.S. Workshop on High Heat Flux Components and Plasma Surface Interactions 1992年11月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛の水素リテンション  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    日本原子力学会第11回「核融合炉用黒鉛材料の総合的特性評価」研究専門委員会 1992年10月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛の中性子照射効果  [通常講演]
    丸山忠司; 井関道夫; 渥美寿雄
    日本原子力学会第11回「核融合炉用黒鉛材料の総合的特性評価」研究専門委員会 1992年10月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛中への水素溶解と拡散速度（2）  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    日本原子力学会1992年秋の大会 1992年10月 口頭発表（一般）
  • 対向壁黒鉛中の水素  [通常講演]
    渥美寿雄
    日本原子力学会第9回「ＦＭＭＩ研究専門委員会」 1992年09月 口頭発表（一般）
  • 水素吸収から見た黒鉛の欠陥構造  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    第7回黒鉛および炭素系材料の中性子損傷研究会 1992年09月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛中への水素溶解と拡散速度  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    1992年（第30回）日本原子力学会春の年会 1992年03月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛中の水素及びヘリウムの吸収・拡散挙動  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    東北大学金属材料研究所研究会「照射下にある材料中の水素とヘリウム」 1991年12月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名）
  • 黒鉛中への水素溶解と拡散速度  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    核融合科学研究所研究会「プラズマ-対向壁複合系における粒子輸送制御」 1991年12月 口頭発表（一般）
  • Hydrogen Solubility and Diffusivity in Neutron-Irradiated Graphite  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Fifth International Conference on Fusion Reactor Materials 1991年11月 ポスター発表
  • 中性子照射した黒鉛中の水素溶解（2）  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    日本原子力学会1991年秋の大会 1991年10月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛中の水素リテンションと拡散  [通常講演]
    渥美寿雄
    日本原子力学会第7回「核融合炉用黒鉛材料の総合的特性評価」研究専門委員会 1991年06月 口頭発表（一般）
  • Electron Beam Dosimetry using Photo- Stimulable Phosphor  [通常講演]
    M.Matsuda; T.Kijima; H.Atsumi; Y.Tsuji; M.Hatada
    Third International Conference on Radiation Curing 1991年04月 ポスター発表
  • 中性子照射した黒鉛中の水素溶解  [通常講演]
    渥美寿雄; 井関道夫; 四竃樹男
    1991年（第29回）日本原子力学会年会 1991年03月 口頭発表（一般）
  • Hydrogen Solubility in Neutron Irradiated Graphite  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama
    Japan-U.S. Workshop on Critical Topics of PFM/PFC Data 1990年12月 口頭発表（一般）
  • Dissolution of Hydrogen in Graphite  [通常講演]
    H.Atsumi; M.Iseki; T.Shikama; M.Miyake
    International Symposium on Carbon -New Processing and NewApplications- 1990年11月 口頭発表（一般）
  • HLW-Cr固化体の熱伝導率  [通常講演]
    渥美 寿雄
    熱物性シンポジウム 1990年11月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛中への水素・Heの溶解と熱放出挙動  [通常講演]
    渥美寿雄; 三宅正宣
    日本原子力学会1990年秋の大会 1990年10月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛のイオンおよび中性子照射効果  [通常講演]
    渥美 寿雄
    日本原子力学会「放射線効果の再評価」研究専門委員会 第13回会合 1990年06月 口頭発表（一般）
  • 高温における黒鉛のHe吸放出挙動  [通常講演]
    渥美寿雄; 三宅正宣
    1990年（第28回）日本原子力学会年会 1990年04月 口頭発表（一般）
  • 模擬高レベル廃棄物金属固化体の特性と発熱評価  [通常講演]
    渥美寿雄; 辻 良夫
    1990年（第28回）日本原子力学会年会 1990年04月 口頭発表（一般）
  • Fourth International Conference on Fusion Reactor Materials  [通常講演]
    H.Atsumi; T.Yamauchi; M.Miyake
    Fourth International Conference on Fusion Reactor Materials 1989年12月 ポスター発表
  • グラファイト中へのヘリウムの溶解と放出挙動  [通常講演]
    渥美 寿雄
    第5回黒鉛および炭素系材料の照射に関する研究会 1989年11月 口頭発表（一般）
  • 使用済バーナブルポイズン中のトリチウムの挙動（Ⅰ）－ホウケイ酸ガラス棒からのトリチウム放出試験－  [通常講演]
    渥美寿雄; 礒部仁博; 宇埜正美; 三宅正宣; 奈良井敏宏
    1989年（第27回）日本原子力学会年会 1989年04月 口頭発表（一般）
  • 使用済バーナブルポイズン中のトリチウムの挙動（Ⅱ）－B4C/Al2O3ペレットからのトリチウム放出試験－  [通常講演]
    三宅正宣; 渥美寿雄; 礒部仁博; 宇埜正美; 奈良井敏宏
    1989年（第27回）日本原子力学会年会 1989年04月 口頭発表（一般）
  • Beam Irradiation Experiments  [通常講演]
    M.Miyake; H.Atsumi
    US-Japan Workshop on Evaluation of Graphite as First Wall Material 1989年02月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛中での水素の溶解  [通常講演]
    渥美 寿雄
    昭和63年度プラズマ研究所共同研究による研究会「プラズマ壁相互作用研究の今後の発展」 1988年12月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛の水素吸放出に関する研究  [通常講演]
    渥美寿雄; 三宅正宣
    第２回炭素系材料の照射に関する研究会 1988年08月 口頭発表（一般）
  • Absorption and Desorption of Deuterium on Graphite at Elevated Temperatures  [通常講演]
    H.Atsumi; S.Tokura; M.Miyake
    Third International Conference on Fusion Reactor Materials 1987年10月 ポスター発表
  • Thermal Desorption Behavior of He Implanted into Graphite  [通常講演]
    H.Atsumi; S.Tokura; M.Miyake
    Third International Conference on Fusion Reactor Materials 1987年10月 ポスター発表
  • 黒鉛材料の軽イオンビーム、電子ビーム照射効果に関する研究  [通常講演]
    三宅正宣; 渥美寿雄; 孫 鳳根
    昭和61年度文部省科学研究費補助金｢核融合特別研究｣第1班「炉内材料」計画研究 研究成果報告会 1986年11月 口頭発表（一般）
  • He+イオン照射による黒鉛の表面損傷  [通常講演]
    渥美寿雄; 戸倉 茂; 山中伸介; 布垣昌伸; 三宅正宣
    日本原子力学会昭和61年秋の分科会 1986年10月 口頭発表（一般）
  • グラファイトにイオン注入されたHeの熱放出挙動  [通常講演]
    戸倉 茂; 渥美寿雄; 山内知也; 山中伸介; 三宅正宣
    日本原子力学会昭和61年秋の分科会 1986年10月 口頭発表（一般）
  • Thermal Desorption of Helium from Graphite Irradiated by He+ Ions  [通常講演]
    H.Atsumi; S.Tokura; T.Yamauchi; S.Yamanaka; M.Miyake
    Second International Conference on Fusion Reactor Materials 1986年04月 ポスター発表
  • Surface Erosion of Graphite by D+ Irradiation  [通常講演]
    H.Atsumi; S.Tokura; S.Yamanaka; M.Nunogaki; M.Miyake
    Second International Conference on Fusion Reactor Materials 1986年04月 ポスター発表
  • 重水素イオン照射による黒鉛の表面損傷  [通常講演]
    渥美寿雄; 戸倉 茂; 山中伸介; 布垣昌伸; 三宅正宣
    日本原子力学会昭和61年年会 1986年03月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛からの水素同位体放出挙動（Ⅳ）  [通常講演]
    渥美寿雄; 戸倉 茂; 山中伸介; 三宅正宣
    日本原子力学会昭和60年秋の分科会 1985年10月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛からの水素同位体放出挙動（Ⅲ）  [通常講演]
    渥美寿雄; 戸倉 茂; 山中伸介; 布垣昌伸; 孫 鳳根; 三宅正宣
    日本原子力学会昭和60年年会 1985年03月 口頭発表（一般）
  • Thermal Desorption of Deuterium and Helium from Ion Irradiated Graphite  [通常講演]
    H.Atsumi; S.Yamanaka; P.Son; M.Miyake
    First International Conference on Fusion Reactor Materials 1984年12月 ポスター発表
  • 黒鉛からの水素同位体放出挙動（Ⅱ）  [通常講演]
    渥美寿雄; 山中伸介; 孫 鳳根; 三宅正宣
    日本原子力学会昭和59年秋の分科会 1984年10月 口頭発表（一般）
  • 黒鉛からの水素同位体放出挙動  [通常講演]
    渥美寿雄; 山中伸介; 孫 鳳根; 三宅正宣
    日本原子力学会昭和59年年会 1984年03月 口頭発表（一般）
  • 中性子照射したホウケイ酸ガラスのトリチウム放出挙動（Ⅳ）  [通常講演]
    渥美寿雄; 山中伸介; 孫 鳳根; 三宅正宣; 山本敬蔵
    日本原子力学会昭和58年秋の分科会 1983年09月 口頭発表（一般）
  • Releasing Behavior of Tritium from Neutron Irradiated Borosilicate Glass  [通常講演]
    Y.Yamamoto; K.Kitagawa; H.Atsumi; S.Yamanaka; M.Miyake
    Materials Research Society 1982 Annual Meeting 1982年11月 ポスター発表
  • 中性子照射したホウケイ酸ガラスのトリチウム放出挙動（Ⅲ）  [通常講演]
    渥美寿雄; 山中伸介; 三宅正宣; 山本敬蔵; 北川一男
    日本原子力学会昭和57年秋の分科会 1982年10月 口頭発表（一般）
  • 中性子照射したホウケイ酸ガラスのトリチウム放出挙動（Ⅱ）  [通常講演]
    渥美寿雄; 中村好規; 山中伸介; 三宅正宣; 佐野忠雄; 山本敬蔵; 北川一男
    日本原子力学会昭和57年年会 1982年04月 口頭発表（一般）

MISC

  • 2030年のその先へ、新増設に着手すべきとき
    渥美 寿雄 躍 33 21 -22 2017年12月
  • 秋吉優史; 泉佳伸; 大石佑治; 佐々木隆之; 佐野忠史; 渥美寿雄; 小田啓二; 古田雅一 日本保健物理学会研究発表会講演要旨集 50th 96 2017年
  • 渥美寿雄; 四竃樹男; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮 東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター共同利用研究経過報告書(CD-ROM) 2014 2015年
  • 渥美寿雄; 四竃樹男; 栗下裕明; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮 東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター共同利用研究経過報告書(CD-ROM) 32 2015年
  • 渥美寿雄; 四竃樹男; 田辺哲朗; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮 東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター共同利用研究経過報告書(CD-ROM) 30th 2014年
  • 渥美寿雄; 四竃樹男; 田辺哲朗; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮 東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター共同利用研究経過報告書(CD-ROM) 29th 2013年
  • 渥美寿雄; 四竃樹男; 田辺哲朗; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮 東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター共同利用研究経過報告書(CD-ROM) 2011 2012年
  • 渥美寿雄; 四竃樹男; 田辺哲朗; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮 東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター共同利用研究経過報告書(CD-ROM) 2010 2011年
  • 渥美寿雄; 四竃樹男; 田辺哲朗; 波多野雄治; 庭瀬敬右; 車田亮 東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター共同利用研究経過報告書(CD-ROM) 2009 2010年
  • 渥美寿雄; 四竈樹男; 田辺哲朗; 波多野雄治; 庭瀬敬右 東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター共同利用研究経過報告書(CD-ROM) 25th 2009年
  • 地球環境とエネルギー～原子力体験セミナーを担当して～
    渥美 寿雄 原子力体験セミナー セミナー通信 (36) 4 -5 2007年11月
  • 体験型エネルギー・環境教育とエネルギー教育ネットワークの構築
    大澤孝明; 伊藤哲夫; 渥美寿雄 平成16-18年度おおさかエネルギー教育研究会最終報告書（（財）社会経済生産性本部エネルギー環境教育情報センターエネルギー教育調査普及事業） 2007年03月
  • 黒鉛・炭素材料中の水素移動機構と欠陥相互作用
    渥美 寿雄 平成13年度～平成16年度科学研究費補助金（基盤研究(c)(2)）研究成果報告書 2005年03月
  • 「原子力オープンスクール」による原子力・放射線の知識普及活動
    渥美 寿雄; 堀口哲男; 稲垣昌代; 小田啓二; 古田雅一; 上田良夫; 泉佳伸; 吉岡潤子; 神野郁夫; 山本靖; 宇根崎博信; 池田恵美 エネルギー 35 (4) 128 -130 2002年06月
  • ちょっとちがった原子力関係ＱＡ集－私たちならこう答える－
    小田啓二; 渥美 寿雄; 泉 佳伸; 上田良夫; 宇根崎博信 2002年02月
  • 小田啓二; 渥美 寿雄; 堀口哲男; 稲垣昌代; 古田雅一; 上田良夫; 泉佳伸; 神野郁夫; 山本靖; 宇根崎博信 日本原子力学会誌 42 (6) 531 -534 2000年06月
  • 小田啓二; 渥美 寿雄; 堀口哲男; 古田雅一; 山中伸介; 上田良夫; 宇埜正美; 神野郁夫; 山本靖; 宇根崎博信 日本原子力学会誌 41 (6) 655 -656 1999年06月
  • 小田啓二; 渥美 寿雄; 堀口哲男; 大西正視; 宇根崎博信; 山中伸介; 上田良夫; 古田雅一 日本原子力学会誌 40 (5) 375 -379 1998年05月

受賞

  • 2002年 日本原子力学会貢献賞
     JPN

共同研究・競争的資金等の研究課題

  • カーボンダストおよび中性子照射した炭素材料中の水素蓄積とその低減化に関する研究
    科学研究費補助金
    研究期間 : 2010年 -2012年 
    代表者 : 渥美 寿雄
  • 黒鉛・炭素系材料の水素移動機構と欠陥相互作用
    科学研究費補助金
    研究期間 : 2001年 -2005年 
    代表者 : 渥美 寿雄
  • 日本学術振興会：科学研究費助成事業
    研究期間 : 1997年 -1998年 
    代表者 : 渥美 寿雄
     
    核融合次期装置のプラズマ第一壁候補材として注目されている高融点金属材料(タングステン、モリブデン)中への水素吸収挙動を調べた。昨年度のタングステンを主とした測定品引き続き、本年度は、モリブデン、およびモリブデン炭化物についても、炭素含有率を変化合せた金属炭化物中への水素吸収と吸収速度の測定を行った。炭化物は、これらの金属粉末とカーボンブラック粉末を混合して1500℃、2時間の真空焼鈍を行うことで作製し、粉末X線回折によりその形成と残留炭素量を定量した。モリブデンは、この条件で、概ね炭化物となることが確かめられた。タングステンの場合、未反応炭素が比較的高い水素リテンションの原因となるとともに、酸素不純物が水素を強く捕捉することがわかった。一方、モリブデンの場合には、残留炭素が少ないにも関わらず、高い水素リテンションを示し、炭化物そのものが水素を捕捉するものと考えられ、酸素不純物の影響は、むしろ少ないことがわかった。このように、この2つの高融点金属および炭化物は、全く異なった水素吸収挙動を示した。これらの成果は、第8回核融合炉材料国際会議、日本原子力学会1998年春の年会、Journal of Nuclear Materialsに発表し、今後も引き続いて報告する予定である。
  • 日本学術振興会：科学研究費助成事業
    研究期間 : 1996年 -1996年 
    代表者 : 渥美 寿雄
     
    本研究では、核融合実験装置で使用されるプラズマ対向壁材料として、炭素系材料と高融合金属(タングステン、モリブデン)をとりあげ、核融合炉水素リサイクリング挙動解明の基礎データとなる高温での水素保持(リテンション)の測定を行った。また、この挙動に関する材料の構造との相関を調べるにあたり、粉末X線回析を中心とした材料のキャラクタリゼーションを行った、水素保持の測定では、1000℃程度の高温で、気相の水素から材料中への吸収を調べ、炭素材料では、その銘柄(製造会社)毎に大きな差違があることを見出した。同時に行った日本原子力研究所材料試験炉(JMTR)での中性子照射では、これらの試料で照射後に最大50倍の水素保持量を示すなど大きな変化が起こることがわかった。X線回析によれば、中性子照射した炭素材料では、照射による結晶のc軸方向への伸びに加えて結晶子サイズ(主としてa軸平行方向)が著しく減少することが確認され、結晶子の外周部面積の増大と水素保持量に良い相関があることがつきとめられた。以上のことより、炭素系材料における材料構造と水素保持量の関係が明らかとなり、将来のD-T反応で生じる14MeV中性子によって水素保持量、リサイクリング率が増大することが予想され、これらのシミュレーションを行うことができた。また、高融点金属の場合、単体の金属では水素保持量が少ないのに対して、炭素による表面汚染があれば保持量が増大することがわかり、このような炭素の効果を詳しく調べておく必要性のあることが改めて確認された。これらの成果は、隔年で開催されている核融合炉材料国際会議等において発表を行っている。
  • 日本学術振興会：科学研究費助成事業
    研究期間 : 1993年 -1993年 
    代表者 : 渥美 寿雄
     
    1.序 大型核融合実験装置で使用されている炭素系材料は,耐熱性,耐熱衝撃性に優れる反面,水素の吸蔵量が大きく,現状ではヘリウム放電等で水素量を下げてリサイクリングを制御している.しかし,今後の長時間放電に向けて,この水素リサイクリング過程についての知見を得ることが重要となっている.本研究では,まず高温における炭素材料中の水素リテンションを知ることを目的として,水素溶解測定を行い,水素溶解の機構とリテンション低減への提案を行なった. 2.方法 微量水素溶解度測定装置を用いて,20銘柄の試料について,水素溶解度,溶解速度の測定を行なった.この溶解に及ぼす試料の特性については,粉末X線回析を中心に測定を行い,溶解挙動に及ぼす中性子照射効果をJMTR照射試料について試験した. 3.結果 水素溶解度は,使用した炭素材料銘柄毎で著しく異なり,最大16倍の違いが見られた.この違いは,試料の格子定数C_Oより求まる黒鉛化度によって説明することができ,高黒鉛化度の試料ほど水素溶解度が低くなることが分かった.また,中性子照射によっても水素溶解度が最大50倍に増加することから,水素は格子欠陥に捕捉されているものと考えられ,捕捉サイト濃度の評価を試みた.さらに,炭素-水素の強い結合が存在する系での脱捕獲,再捕獲,拡散,再結合を素過程とした動的な移動機構をモデル化して,実験結果との比較を行なった.今年度の成果については,これまでの実績と合わせて,第6回核融合炉材料国際会議(平成5年9月,イタリア),第2回核融合炉燃料-材料相互作用に関する日露ワークショップ(平成5年10月,ロシア)において発表を行なった.
  • 日本学術振興会：科学研究費助成事業
    研究期間 : 1990年 -1990年 
    代表者 : 渥美 寿雄
  • 日本学術振興会：科学研究費助成事業
    研究期間 : 1988年 -1988年 
    代表者 : 渥美 寿雄
  • 熱電変換材料・変換システムの研究
    その他の研究制度
  • 高レベル放射性廃棄物の固化
    その他の研究制度
  • 水素吸蔵合金の水素吸放出特性と構造変化
    国際共同研究
  • Solidification of high-level radioactive wastes
    Nuclear and Atomic Science Research
  • Hydrogen absorption and desorption properties of hydrogen-absorbing alloys and its structural changes
    International Collaboration
  • Interactions of hydrogen with fusion reactor materials
    Nuclear and Atomic Science Research

委員歴

  • 2022年07月 - 現在   プラズマ・核融合学会   理事
  • 2022年06月 - 現在   日本原子力学会   理事
  • 2021年05月 - 現在   大阪実業教育協会   理事
  • 2020年04月 - 現在   炭素材料学会   評議員
  • 2015年04月 - 現在   日本国際教育大学連合   常務理事
  • 2015年04月 - 現在   大阪府教育委員会   スーパーサイエンスハイスクール運営指導委員
  • 2012年03月 - 現在   関西原子力懇談会   広報委員会 委員
  • 2021年06月 - 2023年06月   公益財団法人 大学基準協会   基準委員会 委員
  • 2018年07月 - 2020年07月   日本原子力学会   関西支部 支部長
  • 2016年04月 - 2020年04月   日本金属学会   代議員
  • 2009年 - 2013年   日本学術振興会   原子炉材料第122委員会 委員
  • 1999年 - 2012年   関西原子力懇談会   技術委員会 委員
  • 2000年 - 2003年   日本原子力学会   企画委員   日本原子力学会

担当経験のある科目

  • プラズマ工学近畿大学
  • 原子力工学実験近畿大学
  • エネルギー工学実験近畿大学
  • 環境安全技術近畿大学
  • エネルギー・環境実験近畿大学
  • 自校学習近畿大学
  • 水素エネルギー工学近畿大学
  • エネルギー変換工学近畿大学
  • 資源とエネルギー近畿大学
  • 核融合工学近畿大学
  • 工学総合岡山大学
  • 科学技術英語近畿大学
  • 専門英語近畿大学
  • 情報処理基礎近畿大学
  • エネルギー工学総合演習近畿大学
  • 水素エネルギー工学特論近畿大学
  • 水素機能工学特論近畿大学
  • 核融合工学特論近畿大学

その他のリンク

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