河侑成 (Yoosung Ha) - マイポータル

基本情報

所属: 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子力安全・防災研究所　安全研究センター　経年劣化研究グループ

J-GLOBAL ID: 202101018693114110
researchmap会員ID: R000017360

研究分野

論文

Mini-C(T)試験片の亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響の解析

下平昌樹, 河侑成, 高見澤悠, 勝山仁哉, 鬼沢邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology 148(2) 021504\_1-021504\_10 2026年4月査読有り
RPV鋼の溶接継手HAZ中の異なる採取位置における破壊靭性評価

河侑成, 下平昌樹, 勝山仁哉

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels \& Piping Conference (PVP2025) (Internet) 5 2025年7月査読有り
Assessment and improvement of flaw-to-surface proximity rules accounting for flaw aspect ratio and component thickness

Lacroix V.*, Dulieu P.*, 長谷川邦夫, 河侑成, Negyesi M.*

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels \& Piping Conference (PVP2025) (Internet) 8 2025年7月査読有り
Assessment of allowable flaw sizes based on tensile properties evaluated by instrumented indentation testing

河侑成, Negyesi M.*, 長谷川邦夫, Lacroix V.*

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels \& Piping Conference (PVP2025) (Internet) 7 2025年7月査読有り
照射された低合金鋼に対するローカルアプローチに基づく破壊評価手法の適用性確認

下平昌樹, 河侑成, 山口義仁, 端邦樹, 勝山仁哉

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels \& Piping Conference (PVP2025) (Internet) 8 2025年7月査読有り
実測値及び規格値の流動応力を用いた配管の許容欠陥寸法の評価

Negyesi M.*, 河侑成, 長谷川邦夫, Lacroix V.*

Proceedings of the ASME 2024 Pressure Vessels \& Piping Conference (PVP 2024) (Internet) 6 2024年7月査読有り
オーステナイト系ステンレス鋼配管の硬さから換算した引張特性による許容応力評価

河侑成, 山口義仁, 長谷川邦夫, Negyesi M.*

Proceedings of the ASME 2024 Pressure Vessels \& Piping Conference (PVP 2024) (Internet) 6 2024年7月査読有り
Mini-C(T)試験片の予亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響の解析

下平昌樹, 河侑成, 高見澤悠, 勝山仁哉, 鬼沢邦雄

Proceedings of the ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet) 11 2023年7月査読有り
原子炉圧力容器鋼のステンレスオーバーレイクラッド下溶接熱影響部の破壊靭性評価

河侑成, 飛田徹, 高見澤悠, 勝山仁哉

Journal of Pressure Vessel Technology 145(2) 021501\_1-021501\_9 2023年4月査読有り
イオン照射した原子炉圧力容器鋼の微細構造変化に関するEXFASによる研究

岩田景子, 高見澤悠, 河侑成, 下平昌樹, 岡本芳浩, 本田充紀, 勝山仁哉, 西山裕孝

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 511 143-152 2022年1月査読有り
原子炉圧力容器厚板鋼材の溶接継手における残留応力評価

河侑成, 岡野成威*, 高見澤悠, 勝山仁哉, 望月正人*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet) 6 2021年7月査読有り
PTS評価で亀裂が想定される領域における高照射量領域のRPV鋼照射材の破壊靭性評価

河侑成, 下平昌樹, 高見澤悠, 飛田徹, 勝山仁哉, 西山裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet) 6 2021年7月査読有り
低合金鋼のステンレスオーバーレイクラッド下の溶接熱影響部におけるイオン照射硬化

河侑成, 高見澤悠, 勝山仁哉, 塙悟史, 西山裕孝

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 461 276-282 2019年12月査読有り
原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部の中性子照射脆化感受性

高見澤悠, 勝山仁哉, 河侑成, 飛田徹, 西山裕孝, 鬼沢邦雄

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet) 8 2019年7月査読有り
Effect of cold rolling on recrystallization behavior of Al-free and Al-added 15Cr-ODS ferritic steels

Yoosung Ha, Akihiko Kimura

Crystals 9(3) 2019年3月査読有り
中性子照射された原子炉圧力容器鋼の破壊靱性評価に対するMini-C(T)試験片の適用性

河侑成, 飛田徹, 大津拓与, 高見澤悠, 西山裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology 140(5) 051402\_1-051402\_6 2018年10月査読有り
原子炉圧力容器鋼のクラッド直下に生じる溶接熱影響部の破壊靱性評価

河侑成, 飛田徹, 高見澤悠, 塙悟史, 西山裕孝

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018) 6 2018年7月査読有り
中性子照射を受けた原子炉圧力容器鋼のミニチュアC(T)試験片による破壊靱性評価

河侑成, 飛田徹, 高見澤悠, 西山裕孝

Proceedings of the ASME 2017 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM) 5 2017年7月査読有り
Effect of recrystallization on ion-irradiation hardening and microstructural changes in 15Cr-ODS steel

Yoosung Ha, Akihiko Kimura

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms 365 313-318 2015年12月15日
Modifications of grain-boundary structure by friction stir welding in the joint of nano-structured oxide dispersion strengthened ferritic steel and reduced activation martensitic steel

Wentuo Han, Dongsheng Chen, Yoosung Ha, Akihiko Kimura, Hisashi Serizawa, Hidetoshi Fujii, Yoshiaki Morisada

Scripta Materialia 105 2-5 2015年8月1日

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MISC

RPV鋼溶接継手HAZのMini-C(T)試験片を用いた破壊靭性評価

河侑成, 下平昌樹, 勝山仁哉

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet) 7 2024年3月
原子炉圧力容器鋼の照射硬化メカニズム究明; 照射温度制御実験

河侑成, 下平昌樹, 飛田徹, 塙悟史, 山崎翔太*, 宇野定則*

2018年度量子科学技術研究開発機構施設共用実施報告書(インターネット) 3 2019年9月
X線吸収を用いた原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の微細構造分析

岩田景子, 高見澤悠, 河侑成, 岡本芳浩, 下山巖, 本田充紀, 塙悟史, 西山裕孝

Photon Factory Activity Report 2017 2 2018年1月

講演・口頭発表等

軽水炉の安全な長期運転を目指して

下平昌樹, 塩谷光平, 河侑成, 高見澤悠, 山口義仁, 岩田景子, 真野晃宏, 外山健

令和7年度JAEA-NRA安全研究成果報告会
Uncertainty analysis of fracture toughness in the Butt-Welded HAZ of unirradiated and irradiated RPV steel

河侑成, 端邦樹, 渡邊勝哉

24th International Group on Radiation Damage Mechanisms (IGRDM-24)
三次元アトムプローブ及び透過電子顕微鏡を用いた高照射量原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の微細組織分析

下平昌樹, 河侑成, 高見澤悠, 井上耕治*, 外山健

24th International Group on Radiation Damage Mechanisms (IGRDM-24)
JAEA's research for long-term operation of NPPs; Neutron-irradiation embrittlement of reactor pressure vessel

河侑成

9th Korea-Japan Seminar
温度制御照射された原子炉圧力容器鋼の破壊靭性試験結果; 照射研究基盤の再構築を目指して

端邦樹, 河侑成, 岡田祐次, 牛島寛章, 光井研人, 冬島拓実, 渡邊勝哉, 中村剛実, 外山健, 福元謙一*, 木野村淳*

日本金属学会2025年秋期(第177回)講演大会
透過型電子顕微鏡で調べた原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の転位ループ

下平昌樹, 河侑成, 外山健

日本金属学会2025年秋期(第177回)講演大会
JRR-3で中性子照射した原子炉圧力容器鋼の溶接継手熱影響部に対する破壊靭性評価

河侑成, 端邦樹, 渡邊勝哉, 岡田祐次, 牛島寛章, 光井研人, 冬島拓実

日本原子力学会2025年秋の大会
軽水炉の安全な長期運転を目指して

岩田景子, 端邦樹, 山口義仁, 高見澤悠, 河侑成, 下平昌樹, 外山健

令和6年度JAEA-NRA安全研究成果報告会
ホットセルにおける中性子照射された原子炉圧力容器鋼の加工及び試験技術開発

渡邊勝哉, 河侑成, 松本直弥*, 星野一豊*, 佐野成人, 田上進, 宇佐美浩二, 端邦樹, 知見康弘

日本原子力学会2024年秋の大会
JRR-3及びWASTEFを活用した原子炉構造材料の照射試験,3; JRR-3垂直照射設備の温度制御技術

牛島寛章, 光井研人, 冬島拓実, 岡田祐次, 遠藤泰一, 松井義典, 河侑成, 端邦樹, 中村剛実

日本原子力学会2024年秋の大会
3次元アトムプローブ及び走査透過電子顕微鏡を用いた原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の微細組織分析

下平昌樹, 河侑成, 高見澤悠, 外山健*, Du Y.*, 嶋田雄介*, 吉田健太*, 永井康介*, 勝山仁哉

日本原子力学会2024年秋の大会
JRR-3及びWASTEFを活用した原子炉構造材料の照射試験,1; 原子炉圧力容器鋼の中性子照射試験の全体概要説明

端邦樹, 岡田祐次, 河侑成, 牛島寛章, 光井研人, 冬島拓実, 石島暖大, 仁尾大資, 渡邊勝哉, 勝山仁哉

日本原子力学会2024年秋の大会
JRR-3及びWASTEFを活用した原子炉構造材料の照射試験,5; 中性子照射した原子炉圧力容器鋼の照射後試験

河侑成, 端邦樹, 岡田祐次, 牛島寛章, 光井研人, 冬島拓実, 石島暖大, 仁尾大資, 渡邊勝哉, 田上進, 知見康弘

日本原子力学会2024年秋の大会
JRR-3及びWASTEFを活用した原子炉構造材料の照射試験,4; 垂直照射キャプセルの設計・製作

冬島拓実, 牛島寛章, 光井研人, 遠藤泰一, 松井義典, 岡田祐次, 河侑成, 端邦樹, 石島暖大, 仁尾大資, 中村剛実

日本原子力学会2024年秋の大会
原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の破壊靭性及びそのばらつきの評価

河侑成, 下平昌樹, 勝山仁哉, 端邦樹

23rd International Group on Radiation Damage Mechanisms (IGRDM-23)
原子炉圧力容器の溶接継手熱影響部を対象とした靭性評価

河侑成, 下平昌樹, 勝山仁哉

日本原子力学会2023年秋の大会
溶接熱影響部を含むA533B厚板の破壊靭性分布

河侑成, 下平昌樹, 勝山仁哉

22nd International Group on Radiation Damage Mechanisms (IGRDM-22)
高照射量領域まで中性子照射された低Cu原子炉圧力容器鋼のクラスタ分析

河侑成, 高見澤悠

東北大学金属材料研究所大洗・アルファ合同研究会
透過型電子顕微鏡を用いた原子炉圧力容器溶接熱影響部の照射欠陥分析

下平昌樹, 河侑成, 高見澤悠, 瀬戸仁史*, 勝山仁哉

日本原子力学会2022年秋の大会
材料評価研究Grの研究概要及び原子炉圧力容器の健全性評価に関する研究

端邦樹, 岩田景子, 下平昌樹, 河侑成, 高見澤悠, 勝山仁哉

令和3年度原子力規制庁技術基盤グループ-原子力機構安全研究・防災支援部門合同研究成果報告会

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