検索結果 35 件

森田 英之, 山本 智彦, 宮崎 真之, 田中 正暁, 横井 忍, 佐郷 ひろみ, 池末 俊一 年次大会 2023 (0), J091-03-, 2023

<p>The design basis ground motions have been revised to improve the seismic resistance of nuclear power plants. The reduction of seismic forces not only horizontally but also vertically has required …

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池末 俊一, 山本 智彦, 宮崎 真之, 田中 正暁, 横井 忍, 佐郷 ひろみ, 森田 英之 年次大会 2023 (0), J091-04-, 2023

<p>The design basis ground motions have been revised to improve the seismic resistance of nuclear power plants. The reduction of seismic forces not only horizontally but also vertically has required …

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横井 忍, 山本 智彦, 宮崎 真之, 田中 正暁, 山根 勇馬, 西脇 良典, 佐郷 ひろみ, 森田 英之, 岩崎 晃久, 池末 俊一 年次大会 2023 (0), J091-01-, 2023

<p>The design basis ground motions have been revised to improve the seismic resistance of nuclear power plants. The reduction of seismic forces not only horizontally but also vertically has required …

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佐郷 ひろみ, 山本 智彦, 宮崎 真之, 田中 正暁, 横井 忍, 山根 勇馬, 西脇 良典, 森田 英之, 岩崎 晃久, 池末 俊一, 井上 貴敏 年次大会 2023 (0), J091-02-, 2023

<p>The design basis ground motions have been revised to improve the seismic resistance of nuclear power plants. The reduction of seismic forces not only horizontally but also vertically has required …

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岡藤 孝史, 三浦 一浩, 佐郷 ひろみ, 村上 久友, 安藤 勝訓, 宮崎 真之 M&M材料力学カンファレンス 2021 (0), OS1913-, 2021

<p>The current buckling criteria given by the design standard of Class 1 vessels for fast reactors (FRs) power plant in Japan, “Design and Construction for Nuclear Power Plants, Division 2 Fast …

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岡藤 孝史, 三浦 一浩, 佐郷 ひろみ, 村上 久友, 安藤 勝訓, 宮崎 真之 M&M材料力学カンファレンス 2019 (0), OS1314-, 2019

<p>Buckling evaluation methods capable of evaluating elasto-plastic buckling under axial compression, bending, and shear loads are required for cylindrical vessels of FBR (Fast Breeder Reactor) to …

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三浦 一浩, 岡藤 孝史, 佐郷 ひろみ, 下村 健太, 岡島 智史, 佐藤 健一郎 M&M材料力学カンファレンス 2019 (0), OS1313-, 2019

<p>Buckling evaluation methods capable of evaluating elasto-plastic buckling under axial compression, bending, and shear loads are required for cylindrical vessels of FBR (Fast Breeder Reactor) in …

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岡藤 孝史, 三浦 一浩, 佐郷 ひろみ, 村上 久友, 久保 幸士, 佐藤 健一郎, 若井 隆純, 下村 健太 M&M材料力学カンファレンス 2017 (0), OS0616-, 2017

<p>It is considered that the diameter of cylindrical vessels for demonstration or commercial FBR (Fast Breeder Reactor) power plant will become larger to increase electric generation capacity and …

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南 佳孝, 大口 克人 日経マネー (392) 24-26, 2015-03

...79年「モンロー・ウォーク」がヒットし、翌年郷ひろみも「セクシー・ユー」としてカバー。...

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吉田 和弘, 坂田 英之, 佐郷 ひろみ, 白石 直, 大山 一弘, 萩原 裕之, 山野 秀将, 山本 智彦 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 298-298, 2012

コンパクト化を重視したJSFRでは、炉上部プレナム及びホットレグ配管内流速が高く、また、コラム型UISの採用により非対称性の強い流れ場がプレナム内に形成される。その結果、ガス巻込み対策に加え、新たに液中渦対策が必要である。これらの防止対策構造を検討した上で、試験体を製作し、水試験により効果を確認した。これに基づいて、JSFR実用炉に反映する構造を提案した。

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山野 秀将, 田中 正暁, 金子 哲也, 堺 公明, 佐郷 ひろみ, 廣田 和生, 徐 陽 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 293-293, 2012

冷却系を2ループ構成にして出力の大型化を目指したナトリウム冷却高速炉の設計成立性を確実にするため、大口径エルボ配管部における流力振動特性の把握および評価手法開発を目的として試験・解析評価を実施してきた。これらの研究成果を集約してホットレグ配管流力振動評価指針（案）を作成した。

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馬場 丈雄, 廣田 和生, 佐郷 ひろみ, 山野 秀将, 金子 哲也, 徐 陽 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 294-294, 2012

FBRホットレグ配管の流力振動評価手法の確立のため、ホットレグ配管の1/3縮尺試験装置を用いて、入口に偏流が加わった場合の配管の流動励起振動特性を把握し、流力振動解析を用いた評価手法の妥当性を検証した。

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田中 正暁, 佐郷 ひろみ, 岩本 幸治, 江原 真司, 小野 綾子, 村上 貴裕, 早川 教 日本機械学会論文集Ｂ編 78 (792), 1392-1396, 2012

A study on flow induced vibration in the primary cooling system of Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) consisting of large diameter pipe and pipe elbow with short curvature radius …

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佐郷 ひろみ, 白石 直, 渡壁 壽人, 徐 陽, 相澤 康介, 山野 秀将 日本機械学会論文集Ｂ編 78 (792), 1378-1382, 2012

A conceptual design study of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) is in progress in “the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) project”. In this project, a two-loop primary system …

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佐郷 ひろみ, 白石 直, 渡壁 壽人, 徐 陽, 相澤 康介, 山野 秀将 年次大会 2011 (0), _S054092-1-_S054092-4, 2011

A conceptual design study of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) is in progress in "the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) project". In this project, a two-loop primary system …

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山野 秀将, 堺 公明, 田中 正暁, 廣田 和生, 佐郷 ひろみ, 徐 陽 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 266-266, 2011

冷却系を2ループ構成にして出力の大型化を目指したナトリウム冷却高速炉の設計成立性を確実にするため、大口径エルボ配管部における流力振動特性の把握および評価手法開発を目的として実施している試験・解析評価の現状を概略報告する。

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佐郷 ひろみ, 白石 直, 渡壁 壽人, 徐 陽, 相澤 康介, 山野 秀将 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 268-268, 2011

JSFRでは、合理化のために冷却系ループ数を2ループに削減しているが、そのために配管が大口径化されている。その概念成立性を見通すためにホットレグ配管の1/3縮尺試験装置を用いて配管の流動励起振動特性を把握した。先に、ホットレグ配管の入口整流条件下及び旋回流条件下での試験結果を報告しており、今回、入口に偏流が加わった場合の試験結果を発表する。

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馬場 丈雄, 廣田 和生, 佐郷 ひろみ, 山野 秀将, 相澤 康介, 除 陽 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 267-267, 2011

JSFRでは、合理化のために冷却系ループ数を2ループに削減しているが、そのために配管が大口径化されている。その概念成立性を見通すためにホットレグ配管の1/3縮尺試験装置を用いて配管の流動励起振動特性を把握した。先に、ホットレグ配管の入口整流条件下での試験結果を報告しており、今回、入口に旋回流が加わった場合の試験結果と流力振動解析結果を発表する。

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山野 秀将, 佐郷 ひろみ, 廣田 和生, 徐 陽, 田中 正暁, 金子 哲也, 堺 公明 年次大会 2011 (0), _S054091-1-_S054091-4, 2011

Experimental and analytical evaluations are carried out to develop the evaluation methodology of flow-induced vibration in a large-diameter piping with elbow for the purpose of ensuring the …

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廣田 和生, 馬場 丈雄, 佐郷 ひろみ, 徐 陽, 金子 哲也, 山野 秀将 年次大会 2011 (0), _S054093-1-_S054093-5, 2011

The primary hot-leg piping with a large-diameter is designed with high coolant velocity (9m/s). To reduce thermal stress, the primary hot-leg piping with large diameter is designed to be thin. …

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田中 正暁, 佐郷 ひろみ, 岩本 幸治, 江原 真司, 小野 綾子, 村上 貴裕, 早川 教 年次大会 2011 (0), _S054096-1-_S054096-5, 2011

In Japan Atomic Energy Agency (JAEA), a study on flow induced vibration in the primary cooling system of Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) consisting of large diameter pipe and pipe elbow with …

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白石 直, 佐郷 ひろみ, 渡壁 寿人, 徐 陽, 相澤 康介, 山野 秀将 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 280-280, 2009

高速増殖炉実用炉は2ループのため配管が薄肉大口径となり、流動振動に対する健全性の評価が必要である。先に、ホットレグ配管の整流条件での試験結果を報告した。今回、入口に旋回流が加わった場合の試験結果を発表する。

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佐郷 ひろみ, 廣田 和生, 石谷 嘉英, 山野 秀将, 小竹 庄司 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 286-286, 2008

FBRホットレグ配管の流力振動評価手法の確立のため、1/3スケールモデルを作成し、流動振動試験を実施した。この試験で評価手法の妥当性検証用の配管の固有振動数やランダム振動応答を計測した。

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西田 圭吾, 宇多 信喜, 福田 秀朗, 佐郷 ひろみ, 徐 陽, 山野 秀将, 中西 繁之, 小竹 庄司 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 313-313, 2008

エルボ部での剥離を有する配管系は高流速条件化では乱れに起因する流動励起振動が懸念される。本研究では流動解析RANSモデルを用いて管内の乱れ分布を把握した。そしてモデル試験で得られた壁面圧力変動特性との関係を検討した。壁面付近の乱れエネルギー分布と配管内部せん断層で生じた乱れエネルギー分布と壁面圧力分布を比較した。その結果、せん断層で生じた乱れエネルギーが伝播して壁面圧力を生じると考えた場合、モデ…

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廣田 和生, 石谷 嘉英, 宇多 信喜, 佐郷 ひろみ, 山野 秀将, 小竹 庄司 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 287-287, 2008

FBRホットレグ配管の1/3スケール流動試験で得られた振動解析入力用の圧力変動PSD、相関長を用いて配管のランダム振動応答を計算した。計算結果を計測結果と比較することにより評価手法の妥当性を検証した。

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白石 直, 佐郷 ひろみ, 渡壁 寿人, 山野 秀将, 小竹 庄司 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 285-285, 2008

従来、公開されたエルボの損失係数データはRe=3.5x105までしかなかったが、H15,16年度試験でRe=8x10^6まで取得した。昨年、ASMEに高Reynolds数域のエルボの損失係数と圧力変動概要を発表したのに引き続き、今回、粘性の影響を評価する目的で常温水と60℃温水を使った圧力変動試験結果比較を報告する。実機外挿方法としてReynolds数への依存性を問題とする考え方と高Reynol…

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大森,順次, 中平,昌隆, 武田,信和, 角舘,聡, 柴沼,清, 佐郷,ひろみ, 清水,克祐, 小野塚,正紀 プラズマ・核融合学会年会予稿集 186-, 2005-11-20

NDLデジタルコレクション

藤井 正, 此村 守, 山口 彰, 佐郷 ひろみ, 白石 直, 渡壁 壽人, 中村 友道, 石谷 嘉英 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2005s (0), 172-172, 2005

冷却系ループ数を削減したナトリウム冷却炉の概念成立性を見通すため、大口径・高流速条件となる１次冷却系配管の流動励起振動特性を把握する。

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石谷 嘉英, 中村 友道, 佐郷 ひろみ, 白石 直, 渡壁 壽人, 此村 守, 山口 彰, 藤井 正 年次大会講演論文集 2004.7 (0), 105-106, 2004

A 1/3scale flow-induced vibration test facility that simulates a hot-leg piping of the Japanese sodium-cooled fast reactor (JSFR) is used to investigate the pressure fluctuations of the pipe. To …

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白石 直, 渡壁 壽人, 佐郷 ひろみ, 中村 友道, 石谷 嘉英, 此村 守, 山口 彰, 藤井 正 年次大会講演論文集 2004.7 (0), 103-104, 2004

A flow-induced vibration test facility that simulates a hot leg piping of the Japanese sodium-cooled fast reactor (JSFR) with 1/3 scale is used to investigate the flow pattern and pressure …

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中村 友道, 佐郷 ひろみ, 白石 直, 此村 守, 山口 彰, 藤井 正 年次大会講演論文集 2004.7 (0), 101-102, 2004

1/10^<th> scale model flow test has been conducted to measure the fluid force acting on the upper internal structure in a sodium reactor. This model has already been constructed and it couldn't be …

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藤井 正, 西口 洋平, 此村 守, 佐郷 ひろみ, 白石 直, 渡壁 壽人, 中村 友道, 石谷 嘉英 年次大会講演論文集 2004.3 (0), 247-248, 2004

A conceptual design study of the sodium-cooled fast reactor (JSFR) is in progress in "Feasibility Study on Commercialized Fast Reactor Cycle Systems". The cooling system of the reactor is composed …

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田辺 宏暁, 渡士 克己, 平山 浩, 佐郷 ひろみ, 芋生 和道 年次大会講演論文集 I.01.1 (0), 381-382, 2001

Plant maintenance and plant management activities are important for steady and safety operation of the nuclear plant. Therefore the Structural Integrity Oriented Reliability Assessment System (SORE) …

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佐郷 ひろみ, 町田 秀夫, 和田 宏, 加口 仁, 田辺 宏暁 年次大会講演論文集 I.01.1 (0), 383-384, 2001

A part of the SORE system was developed for Reactor Vessel. SORE is prototype system that calculates stress history and creep-fatigue damage for main component of MONJU using plant data In this …

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高橋 修 日本文学 48 (4), 27-41, 1999

...を持っている森鴎外の『舞姫』と郷ひろみの評判のエッセイ『ダディ』をとりあげながら<文学>を教授することがもつ問題点を考えてみる。よって、教材研究でもなければ、作品研究でもない。大会テーマに沿う形で、<文学>を取り巻いている問題の一端を提起できれば幸いである。...

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