研究者
J-GLOBAL ID：202101020345945843   更新日: 2024年12月18日

橋立 竜太

ハシダテ リュウタ | Hashidate Ryuta
所属機関・部署：
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 大洗原子力工学研究所 高速炉研究開発部

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 大洗原子力工学研究所 高速炉研究開発部 について


研究分野 (1件)： 原子力工学
論文 (18件)：
  • 今川 裕也, 橋立 竜太, 宮澤 健, 鬼澤 高志, 大塚 智史, 矢野 康英, 丹野 敬嗣, 皆藤 威二, 大沼 正人*, 光原 昌寿*, et al. 9Cr-ODS鋼被覆管の700$^{\circ}$C-1000$^{\circ}$Cでのクリープ変形・破壊挙動. Journal of Nuclear Science and Technology. 2024. 61. 6. 762-777
  • 宮澤 健, 丹野 敬嗣, 今川 裕也, 橋立 竜太, 矢野 康英, 皆藤 威二, 大塚 智史, 光原 昌寿*, 外山 健*, 大沼 正人*, et al. Formulation of high-temperature strength equation of 9Cr-ODS tempered martensitic steels using the Larson-Miller parameter and life-fraction rule for rupture life assessment in steady-state, transient, and accident conditions of fast reactor fuel. Journal of Nuclear Materials. 2024. 593. 155008\_1-155008\_16
  • 橋立 竜太, 矢田 浩基, 高屋 茂, 江沼 康弘. 次世代炉の合理的な設計のための保全の観点からのプラント設計上の課題抽出手法の提案. 保全学. 2024. 23. 1. 103-111
  • 大島 宏之, 森下 正樹*, 相澤 康介, 安藤 勝訓, 芦田 貴志, 近澤 佳隆, 堂田 哲広, 江沼 康弘, 江連 俊樹, 深野 義隆, et al. ナトリウム冷却高速炉. Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3. 2022. 631
  • 小川 文男*, 中山 雄太*, 旭吉 雅健*, 橋立 竜太, 若井 隆純, 伊藤 隆基*. 非比例負荷におけるMod.9Cr-1Mo鋼の多軸クリープ・疲労破壊機構; 破壊に及ぼすひずみエネルギーの影響. Transactions of the Indian National Academy of Engineering (Internet). 2022. 7. 2. 549-564
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MISC (4件)：
  • 堂田 哲広, 中峯 由彰*, 吉村 一夫, 桑垣 一紀, 浜瀬 枝里菜, 横山 賢治, 菊地 紀宏, 森 健郎, 橋立 竜太, 田中 正暁. ナトリウム冷却高速炉の設計最適化フレームワークの開発,3; ユーザインターフェースを備えたプロトタイプの開発. 計算工学講演会論文集(CD-ROM). 2024. 29. 6
  • 田中 正暁, 堂田 哲広, 横山 賢治, 森 健郎, 岡島 智史, 橋立 竜太, 矢田 浩基, 大木 繁夫, 宮崎 真之, 高屋 茂. 先進型原子炉の設計プロセスの革新を実現するARKADIAの開発(設計最適化支援ツールARKADIA-Designにおける最適化プロセスの開発). 第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット). 2022. 5
  • 矢野 康英, 橋立 竜太, 丹野 敬嗣, 今川 裕也, 加藤 章一, 鬼澤 高志, 伊藤 主税, 上羽 智之, 大塚 智史, 皆藤 威二. 9Cr-ODS鋼被覆管の引張・クリープ特性評価について. JAEA-Data/Code 2021-015. 2022. 64
  • 橋立 竜太, 加藤 章一, 栗原 成計. SUS316及びSUS321の材料試験データ集,1. JAEA-Data/Code 2019-005. 2019. 117
講演・口頭発表等 (38件)：
  • 設計段階における点検期間の評価を支援する点検工程自動作成ツールの開発
    (日本保全学会第20回学術講演会)
  • AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法ARKADIAの開発,13; 知識マネジメントシステムにおける設計最適化支援の成果と今後の課題
    (日本原子力学会2024年春の年会)
  • AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法ARKADIAの開発,11; 設計最適化支援ツールARKADIA-Designにおける設計最適化プロセスの達成状況と今後の課題
    (日本原子力学会2024年春の年会)
  • 群知能を用いたナトリウム冷却高速炉の点検工程スケジュールの分析
    (日本保全学会第19回学術講演会)
  • グラフ構造を用いた点検実施条件抽出手法の開発と点検工程作成への適用
    (日本保全学会第19回学術講演会)
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