若手研究者による論文ショートスピーチコンテスト2021（2021 Pitch Your Generation IV Research Competition）：2次審査のお知らせ
GIFの教育訓練ワーキンググループでは、第4世代原子力システムに関連する研究開発（炉開発のみならず関連技術開発を含む）に従事する若手研究者を
対象として、論文ショートスピーチコンテスト（2021 Pitch Your Generation IV Research Competition）を開催しています。
現在、第2次審査を終え、集計中です。
＜使用言語＞
- 英語（自動生成英文字幕あり）
＜選考について＞
- 現状の予定は以下の通りです。
- ・1次審査：終了しました。21名が2次審査へ選考されました。
- ・2次審査：終了しました。（下記「2次審査について」をご覧ください。）
- 優秀者には、カテゴリーに応じて、GIFウェビナーでのプレゼンへのご招待やGIFシンポジウム等へのご招待を想定しています。
- 詳細は、下記ホームページをご覧ください（英語）。
https://www.gen-4.org/gif/pitch-your-generation-iv-research
※掲載内容は今後アップデートの可能性がございます。
＜2次審査について＞
- 2次審査は、4分間のアピール動画による投票審査です。
以下のサイトから、アピール動画を閲覧できます。 - アピール動画(字幕を英語自動生成にすると英語字幕が出ます)：アピール動画再生リスト
- Gravity stratified mixed convection in liquid metal pools
- Advanced nodal method for sodium-cooled fast reactor core analysis
- Accelerated discovery of corrosion resistant alloy for molten salt reactors by innovative high-throughput methods
- Development of an austenitic/martensitic gradient steel by additive manufacturing
- Hydrogen injection into a liquid sodium stream by permeation through a nickel membrane for tritium recovery purpose in SFRs
- Study of the ablation of a solid wall impacted by a liquid jet – Application to SFR core-catcher design
- Fuel performance code development and application to MOX-fueled liquid metal-cooled Gen-IV reactor concepts
- Spectroelectrochemistry of radioactive molten salt with diamond
- Simulation of particle deformation, movement and heat transfer in pebble bed
- Scale effects analysis on the thermal hydraulic behaviour of impinging jets in Sodium Fast Reactors
- Development of nanosized carbide dispersed advanced radiation resistant austenitic stainless steels (ARES) for Generation IV systems
- Particle-size debris flow in Sodium-cooled Fast Reactors under severe accident conditions with mitigation devices
- Modeling and assessment of new safety measures for Generation-IV European Sodium Fast Reactor
- Development of a hyperfidelity depletion approach for pebble bed cores
- Thermomechanical property measurements of nuclear graphites at elevated temperatures
- High Damage Level Radiation Responses of Additive-Manufactured HT9 Alloys for Gen IV Fast Reactor Applications
- Improvements of nuclear data evaluations for lead isotopes in support of next generation lead-cooled fast systems
- Study of corium-sodium interactions in case of a severe accident scenario in Sodium cooled Fast Reactors (SFRs)
- Natural circulation of liquid metal pool simulated by water
- Electrochemical studies of high temperature molten salt corrosion relevant to advanced nuclear reactors
- High temperature high entropy carbides for high radiation applications