2023/2/24
長期間運転される軽水炉の原子炉圧力容器の健全性を確かめる －確率論的破壊力学に基づく破損確率の評価－
2022/6/1
廃炉で発生するアスベストの処理処分へ道筋 -クリアランスされたアスベスト廃棄物の被ばく線量評価を実現-
2021/3/18
OECD/NEA照射試験フレームワーク「FIDES（フィデス）」への参加 ～原子炉燃料・材料の研究開発を長期的に支援する国際的な枠組み～
2021/2/25
原子炉の配管は巨大地震にどれだけ耐えられるか -長期使用された原子炉配管の耐震安全性評価のための手法を開発-
2020/4/23
原子力災害で環境に放出される放射性物質による被ばく線量を評価 -確率論的事故影響評価コード「OSCAAR」の公開-
2020/3/24
原子力施設の「ゆれ」をとらえる -より高精度な耐震安全性評価のための大規模観測システムを構築-
2019/5/31
高圧熱流動実験ループ（HIDRA：ハイドラ）による軽水炉炉心熱伝達実験の開始
2019/3/29
最新分析技術でIAEAの保障措置に貢献
2019/3/22
原子炉運転中の燃料のふるまいを計算で再現
2019/1/24
OECD/NEA国際共同研究プロジェクト「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析（ARC-F）」を開始
2018/3/30
国内の原子炉圧力容器の破損頻度を計算可能にする解析コードの開発に初めて成功
2015/10/29
大型格納容器実験装置（CIGMA）を用いた初めての実験を実施
