中村晶 (Akira Nakamura) - マイポータル

基本情報

所属: （株）原子力安全システム研究所技術システム研究所副所長

J-GLOBAL ID: 201701011938553737
researchmap会員ID: B000273739

研究キーワード

機械学習

研究分野

ものづくり技術（機械・電気電子・化学工学） / 流体工学 /

経歴

2022年7月 - 現在

（株）原子力安全システム研究所, 技術システム研究所, 副所長
2017年6月 - 2022年6月

（株）原子力安全システム研究所, 技術システム研究所高経年化研究センター (センター長)
1996年8月 - 2009年6月

（株）原子力安全システム研究所, 技術システム研究所熱流動・構造グループ, 研究員
2004年4月 - 2007年3月

福井大学大学院, 原子力工学専攻, 客員助教授

委員歴

2022年7月 - 現在

日本溶接協会, 原子力研究委員会委員
2016年8月 - 現在

日本原子力学会, 標準委員会システム安全専門部会
2017年7月 - 2023年1月

日本溶接協会, 原子力研究委員会企画検討会委員
2020年4月 - 2021年3月

日本機械学会, 北陸信越支部副支部長
2017年4月 - 2019年3月

日本機械学会, 動力エネルギーシステム部門運営委員会委員
2015年8月 - 2016年11月

日本原子力学会, 第１０回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム現地委員会
2014年4月 - 2016年3月

日本原子力学会, 熱流動部会国際小委員会
2014年4月 - 2015年3月

日本機械学会, 第92期論文編集委員会
2014年1月 - 2014年6月

日本機械学会, 動力・エネルギー技術シンポジウム実行委員会委員
2013年4月 - 2014年3月

日本機械学会, 第91期論文編集委員会
2012年4月 - 2014年3月

日本機械学会, 配管減肉管理法の改良・実用化に向けた調査研究分科会
2012年4月 - 2013年3月

日本機械学会, 第90期論文編集委員会
2012年8月 - 2012年12月

日本原子力学会, 第９回原子炉熱流動と安全に関する韓日シンポジウム技術委員会
2011年4月 - 2012年3月

日本機械学会, 第89期論文編集委員会
2010年4月 - 2012年3月

日本機械学会, 配管減肉管理高度化に向けた最新技術知見適用化のための調査研究分科会
2008年4月 - 2010年3月

日本機械学会, 配管減肉管理改善に向けた基盤技術研究分科会
2007年4月 - 2010年3月

日本原子力学会, 高速炉熱流動・安全評価特別専門委員会
2008年4月 - 2009年3月

日本機械学会, 第86期論文編集委員会
2007年4月 - 2008年3月

日本機械学会, 第85期論文編集委員会
2007年4月 - 2008年3月

日本機械学会, 配管減肉特別タスク技術サブタスク代表性検討ワーキング

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受賞

2021年6月

優秀研究賞, 機械学習を活用した事故事象判断に関する研究, ㈱原子力安全システム研究所

中村晶
2017年4月

論文賞, Measurement of Flow Accelerated Corrosion Rate at an Elbow Pipe and Combination Effect of an Upstream Orifice, 日本保全学会

歌野原陽一, 釜堀孝一, 中村晶, 村瀬道雄
2015年4月

日本機械学会賞（論文）, Correlation between Flow Accelerated Corrosion and Wall Shear Stress Downstream from an Orifice, 日本機械学会

歌野原陽一, 長屋行則, 中村晶, 村瀬道雄, 釜堀孝一
2000年4月

優秀研究賞, 配管内構造物の流動解析研究, (株)原子力安全システム研究所

中村晶

論文

機械学習を用いた加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時の漏えい口径予測手法の開発

中村晶, 楠木貴世志

日本原子力学会和文論文誌 21(2) 96-105 2022年5月査読有り筆頭著者
Heat transfer coefficient suitable for thermal fatigue assessment at a T-junction

Koji Miyoshi, Masayuki Kamaya, Yoichi Utanohara, Akira Nakamura

Nuclear Engineering and Design 28(370) 1-12 2020年12月査読有り
Heat transfer coefficient suitable for thermal fatigue assessment at a T-junction

Koji Miyoshi, Masayuki Kamaya, Yoichi Utanohara, Akira Nakamura

Nuclear Engineering and Design 370 110916-110916 2020年査読有り
Study on characteristics of wall temperature fluctuation at a mixing tee with an upstream elbow

Koji Miyoshi, Akira Nakamura

American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP 4 2018年
Numerical simulation of thermal stress fluctuation at a mixing tee for thermal fatigue problems

Koji MIYOSHI, Akira NAKAMURA, Yoichi UTANOHARA, Masayuki KAMAYA

Mechanical Engineering Journal 5(4) 18-00272 2018年査読有り
Conjugate numerical simulation of wall temperature fluctuation at a T-junction pipe

Yoichi UTANOHARA, Koji MIYOSHI, Akira NAKAMURA

Mechanical Engineering Journal 5(3) 18-00044 2018年査読有り
Investigation of flow structure to prevent thermal fatigue in a downward branch pipe with a closed end

Koji Miyoshi, Akira Nakamura

American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP 4 2017年査読有り
Numerical simulation of long-period fluid temperature fluctuation at a mixing tee for the thermal fatigue problem

Yoichi Utanohara, Akira Nakamura, Koji Miyoshi, Naoto Kasahara

Nuclear Engineering and Design 305 639-652 2016年8月査読有り
Measurement of Flow Accelerated Corrosion Rate at an Elbow Pipe and Combination Effect of an Upstream Orifice

歌野原陽一, 釜堀孝一, 中村晶, 村瀬道雄

Japan Society of Maintenology, E-Journal of Advanced Maintenance 8(1) 1-12 2016年5月査読有り
An investigation of thermal stress characteristics by wall temperature measurements at a mixing tee

Koji Miyoshi, Masayuki Kamaya, Yoichi Utanohara, Akira Nakamura

Nuclear Engineering and Design 298 109-120 2016年3月査読有り
A review of evaluation methods developed for numerical simulation of the temperature fluctuation contributing to thermal fatigue of a T-junction pipe

中村晶, 歌野原陽一, 三好弘二, 笠原直人

Japan Society of Maintenology, E-Journal of Advanced Maintenance 6(4) 118-130 2015年2月査読有り
An investigation of wall temperature characteristics to evaluate thermal fatigue at a T-junction pipe

三好弘二, 中村晶, 歌野原陽一, 竹中信幸

JSME, Mechanical Engineering Journal 1(5) TEP0050-1-TEP0050-12 2014年10月査読有り
Development of thermal fatigue evaluation methods of piping systems

笠原直人, 岡崎正和, 伊藤隆基, 奥田幸彦, 釜谷昌幸, 中村晶, 中村均, 町田秀夫, 松本昌昭

Japan Society of Maintenology, E-Journal of Advanced Maintenance 6(1) 14-23 2014年5月査読有り
Temperature fluctuation phenomena in a normally stagnant pipe connected downward to a high velocity and high temperature main pipe

Akira Nakamura, Koji Miyoshi, Toru Oumaya, Nobuyuki Takenaka, Shigeo Hosokawa, Daisuke Hamatani, Masatsugu Hase, Daisuke Onojima, Yasuhiro Yamamoto, Atsushi Saito

Nuclear Engineering and Design 269 360-373 2014年4月査読有り
Numerical evaluation of wall temperature measurement method developed to estimate thermal stress at T-junction pipe

三好弘二, 中村晶, 竹中信幸

JSME, Mechanical Engineering Journal 1(2) TEP0006-1-TEP0006-14 2014年4月査読有り
An investigation of wall temperature characteristics to improve the evaluation method for thermal fatigue at a T-junction pipe

Koji Miyoshi, Akira Nakamura, Nobuyuki Takenaka

Proceedings of the 15th International Heat Transfer Conference, IHTC 2014 2014年
下向き閉塞分岐配管に生じる流動と温度変動のメカニズム（第5報，侵入深さの変動メカニズムの解明）

三好弘二, 中村晶, 土蔵孝博, 杉本勝美, 竹中信幸

日本機械学会論文集 80(817) FE0255-FE0255 2014年査読有り
下向き閉塞分岐配管に生じる流動と温度変動のメカニズム（第４報，配管内径が侵入深さおよび変動特性に及ぼす影響）

三好弘二, 中村晶, 土蔵孝博, 杉本勝美, 竹中信幸

日本機械学会論文集 80(810) FE0026-FE0026 2014年査読有り
Correlation between Flow Accelerated Corrosion and Wall Shear Stress Downstream from an Orifice

歌野原陽一, 長屋行則, 中村晶, 村瀬道雄, 釜堀孝一

JSME, Journal of Power and Energy Systems 7(3) 138-147 2013年9月査読有り
Verification and Validation of One-Dimensional Flow-Accelerated Corrosion Evaluation Code

Hiroaki Suzuki, Shunsuke Uchida, Masanori Naitoh, Hidetoshi Okada, Souji Koikari, Yukihiko Nagaya, Akira Nakamura, Seiichi Koshizuka, Derek H. Lister

Nuclear Technology 183(1) 62-74 2013年7月査読有り

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MISC

T字配管合流部における熱応力変動の数値シミュレーション

三好弘二, 中村晶, 歌野原陽一, 釜谷昌幸

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 27 105-116 2020年
T字配管の高低温水合流部における流体・構造熱連成数値シミュレーション手法の検証用データ(上流エルボ有り)

三好弘二, 中村晶

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 26 228-250 2019年
T字配管合流部における壁面温度変動の数値シミュレーション

歌野原陽一, 三好弘二, 中村晶

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 25 63-74 2018年
T字配管の高低温水合流部における流体・構造熱連成数値シミュレーション手法の検証用データ

三好弘二, 中村晶, 歌野原陽一

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 25 156-173 2018年
T字合流配管の管壁温度特性の検討(上流エルボの影響)

三好弘二, 中村晶

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 24 81-89 2017年
流れ加速型腐食に及ぼす局所流動状況の影響 : エルボ管における減肉速度と上流オリフィスによる組み合わせ効果

歌野原陽一, 釜堀孝一, 中村晶, 村瀬道雄

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 23 44-52 2016年
下向き閉塞分岐配管に生じる流動挙動に関する研究 : 分岐管内流速分布特性の検討

三好弘二, 中村晶, 竹中信幸

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 23 53-59 2016年
OS0608-126 T字配管の管壁温度測定実験による熱応力特性の検討

三好弘二, 釜谷昌幸, 中村晶

M&M材料力学カンファレンス 2015 "OS0608-126-1"-"OS0608-126-3" 2015年11月21日
A122 T宇配管合流部に生じる温度変動のLESによる評価 : 流体温度の長周期変動(OS2 保全・設備診断技術(1))

歌野原陽一, 中村晶, 三好弘二, 笠原直人

動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム 2015(20) 13-14 2015年6月7日
A232 下向き閉塞分岐配管に生じる流動現象に関する研究 : 侵入深さの変動メカニズム(OS2 保全・設備診断技術(5))

三好弘二, 土蔵孝博, 前田章吾, 杉本勝美, 竹中信幸, 中村晶

動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム 2015(20) 201-204 2015年6月7日
A241 エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について : (5)エルボ管におけるFAC減肉速度の計測と流速依存性(OS2 保全・設備診断技術(6))

釜堀孝一, 歌野原陽一, 中村晶, 村瀬道雄

動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム 2015(20) 213-214 2015年6月7日
A242 エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について : (6)エルボ管における物質移行係数の直接計測(OS2 保全・設備診断技術(6))

神谷一彰, 恒吉達矢, 片井勇旭, 釜堀孝一, 歌野原陽一, 中村晶, 村瀬道雄, 辻義之

動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム 2015(20) 215-216 2015年6月7日
A243 エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について : (7)LESによる高レイノルズ数エルボ管流れにおける物質移行係数予測(OS2 保全・設備診断技術(6))

恒吉達矢, 神谷一彰, 片井勇旭, 釜堀孝一, 歌野原陽一, 中村晶, 村瀬道雄, 辻義之

動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム 2015(20) 217-218 2015年6月7日
(9)Correlation between Flow Accelerated Corrosion and Wall Shear Stress Downstream from an Orifice

歌野原陽一, 長屋行則, 中村晶, 村瀬道雄, 釜堀孝一

日本機械学會誌 118(1158) 259-259 2015年5月5日
下向き閉塞分岐配管に生じる流動挙動に関する研究 : 分岐管形状が流動挙動に与える影響

三好弘二, 中村晶, 竹中信幸

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 22 47-54 2015年
T字合流配管の温度ゆらぎ現象の数値解析(その3)上流境界条件が温度変動におよぼす影響

歌野原陽一, 中村晶, 三好弘二

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 22 71-83 2015年
T字配管合流部の熱疲労の原因となる流体温度変動の数値計算による評価手法開発のレビュー

中村晶, 歌野原陽一, 三好弘二

INSS journal : Journal of the Institute of Nuclear Safety System 22 213-224 2015年
J0560104 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 流体・構造熱連成解析による管壁温度変動の予測([J056-01]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の連成問題(1))

中村晶, 歌野原陽一, 三好弘二, 笠原直人

年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan 2014 "J0560104-1"-"J0560104-5" 2014年9月7日
F082005 配管減肉管理改善に向けたロードマップの改訂([F08200]動力エネルギーシステム部門,流体工学部門,材料力学部門・機械力学・計測制御部門企画,配管減肉管理法の改良・実用化に向けた研究開発)

稲田文夫, 渡邉豊, 中村晶

年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan 2014 "F082005-1"-"F082005-2" 2014年9月7日
A123 エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について : (3) INSSエルボ管における数値計算に基づく物質移行係数の予測(OS2 保全・設備診断技術(1))

恒吉達矢, 片井勇旭, 釜堀孝一, 歌野原陽一, 中村晶, 村瀬道雄, 伊藤高啓, 辻義之

動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム 2014(19) 15-16 2014年6月25日

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講演・口頭発表等

DEVELOPMENT OF ESTIMATION METHOD USING MACHINE LEARNING TO EVALUATE BREAK DIAMETER IN PWR LOSS-OF-COOLANT ACCIDENT

Akira NAKAMURA, Takayoshi KUSUNOKI

2023 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) 2023年5月24日
Numerical simulations of cesium distribution of Fukushima-Daiichi nuclear power plant accident and its uncertainty caused by computational mesh

Akira NAKAMURA, Takayoshi KUSUNOKI

2017 The International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) 2017年4月25日日本原子力学会
Evaluation of Penetration Length in a Closed Straight Two-inch Branch Pipe Using Numerical Simulations

Akira Nakamura, Koji Miyoshi, Nobuyuki Takenaka

The Ninth Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS9) 2014年11月16日日本原子力学会
SIMULATION OF THERMAL STRIPING AT T-JUNCTION PIPE USING LES WITH SMAGORINSKY CONSTANTS AND TEMPERATURE DIFFUSION SCHEMES

Akira NAKAMURA, Yoichi UTANOHARA, Koji MIYOSHI, Naoto KASAHARA

The Experimental Validation and Application of CFD and CMFD Codes in Nuclear Reactor Technology, CFD4NRS-4, OECD/NEA and IAEA Workshop 2012年9月10日 OECD
BENCHMARK SIMULATION OF TEMPERATURE FLUCTUATION USING CFD FOR THE EVALUATION OF THE THERMAL LOAD IN A T-JUNCTION PIPE

Akira NAKAMURA, Hiroshi IKEDA, Shaoxiang QIAN, Masaaki TANAKA, Naoto KASAHARA

The Seventh Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS7) 2010年11月14日日本原子力学会
Numerical Investigation of Thermal Striping at a Mixing Tee Using Detached Eddy Simulation

Akira Nakamura, Toru Oumaya, Nobuyuki Takenaka

The 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH13) 2009年9月27日日本原子力学会
AN APPROACH OF INTEGRATED EVALUATION METHOD FOR THERMAL FATIGUE AND ITS VALIDATION APPLYING SPECTRA TEST

Akira Nakamura, Toru Oumaya

15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE15) 2007年4月22日日本機械学会
Experiments on flow-induced in-line oscillation of a cantilevered circular cylinder

Akira NAKAMURA, Atsuhsi OKAJIMA, Takashi KOSUGI, Ryouji TAMAKI

The Fifth JSME-KSME Fluids Engineering Conference 2002年11月18日日本機械学会
A Numerical Simulation and Vortex Structures of In-Line Oscillation of a Elastically Supported Circular Cylinder

Akira NAKAMURA, Atsushi OKAJIMA

ASME-PVP Conference, 2001, "Symposium on Flow-Induced Vibration-2001" 2001年7月22日 ASME

所属学協会

共同研究・競争的資金等の研究課題

プラント配管内用非振動型温度計の形状特定とその開発研究

日本学術振興会科学研究費助成事業基盤研究(B) 2002年 - 2004年

岡島厚, 岡野行光, 溝田武人, 木村繁男, 中村晶, 木綿隆弘

中村晶

基本情報

研究キーワード

研究分野

経歴

委員歴

受賞

論文

MISC

講演・口頭発表等

所属学協会

共同研究・競争的資金等の研究課題

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