三好弘二

ミヨシコウジ | Miyoshi Koji

所属機関・部署：
職名：副主任研究員
ホームページURL (1件)： http://www.inss.co.jp/institute/nuclear_research/plant_aging/thermal.html

研究分野 (3件)：材料力学、機械材料 , 流体工学 , 原子力工学

研究キーワード (4件)：熱疲労 , 熱流動 , 構造評価 , 原子力工学

論文 (40件)：

Koji Miyoshi. Heat transfer process for penetration flow into a branch pipe causing thermal fatigue at a T-junction. Nuclear Engineering and Design. 2024
Koji Miyoshi. Temperature characteristics of penetration flow into a branch pipe causing thermal fatigue at a T-junction. Nuclear Engineering and Design. 2023. 403. 112157-112157
Tatsuya Tsuneyoshi, Yoichi Utanohara, Koji Miyoshi, Yoshiyuki Tsuji. Numerical calculation of heat transport process in complex flow field and comparison with experimental measurement. The 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS 13). 2022. N13P134
Miyoshi, K., Kamaya, M. Fatigue Life Assessment for Variable Strain in a Mixing Tee by Use of Effective Strain Range. Journal of Pressure Vessel Technology, Transactions of the ASME. 2022. 144. 1
Koji Miyoshi, Masayuki Kamaya. Effects of a Single Overload on Fatigue Crack Growth of Type 316 Stainless Steel. Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels & Piping Conference. 2021. Volume 2

MISC (59件)：

三好弘二, 釜谷昌幸. T字合流部の逆流現象による熱疲労評価手法の検討(流体および管内面温度測定実験). 2022 動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム. 2022. 2022.26. E222-E222
歌野原陽一, 三好弘二, 釜谷昌幸. T字配管における衝突型逆流現象の数値シミュレーション. INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System. 2021. 28. 75-82
歌野原陽一, 三好弘二, 釜谷昌幸. T字合流部の逆流現象による熱疲労評価手法の検討 (数値シミュレーションによる分岐管壁面伝熱の再現). 動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム, 2021. 2021. 2021.25. D212-D212
三好弘二, 歌野原陽一, 釜谷昌幸. T字合流部の逆流現象による熱疲労評価手法の検討(流体温度測定実験). 動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム, 2021. 2021. 2021.25. D211-D211
三好弘二, 釜谷昌幸, 歌野原陽一, 中村晶. T字管合流部の熱疲労評価のための熱伝達率の解明. INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System. 2021. 28. 83-94

講演・口頭発表等 (5件)：

配管合流・分岐部に生じる熱疲労防止のための評価に関する研究
(日本伝熱学会東海支部第 30 回伝熱コロキウム 2024)
Assessment of fatigue damage at the pipe inner surface in a mixing tee
(Workshop on material service safety of high temperature equipment in power plants 2019)
流体温度ゆらぎによる熱疲労評価手法の検討
(日本伝熱学会関西支部第 25 期第 1 回講演討論会 2018)
Thermal stress investigation by wall temperature measurements for mixing flow at T-Junction
(Fourth International Conference on Fatigue of Nuclear Reactor Components 2015)
T字合流管での熱疲労評価法を改善するための熱応力特性
(数値流体力学の原子炉熱流動への応用に関する国際シンポジウム 2015)

学歴 (2件)：

学位 (1件)：

経歴 (2件)：

委員歴 (4件)：

所属学会 (3件)：

日本材料学会 , 日本原子力学会 , 日本機械学会

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三好 弘二