基本情報

写真b

中村 隆夫

NAKAMURA Takao


キーワード

経年劣化、規格基準、地震安全、原子力安全

URL

http:/www.see.eng.osaka-u.ac.jp/seene/seene/

所属組織 【 表示 / 非表示

  • 2010年07月01日 ~ 2015年03月31日,工学研究科 環境・エネルギー工学専攻,教授,専任

  • 2016年11月01日 ~ 2020年04月30日,工学研究科 附属オープンイノベーション教育研究センター,特任教授,専任

  • 2020年05月01日 ~ 継続中,工学研究科 附属フューチャーイノベーションセンター,特任教授,専任

学歴 【 表示 / 非表示

東京大学 工学部  卒業 学士 1972年04月
東京大学 工学系研究科  工学博士 2008年02月

職歴 【 表示 / 非表示

関西電力株式会社 1972年05月 ~ 2010年06月

研究内容・専門分野 【 表示 / 非表示

  • 原子力発電所における配管減肉管理に関する研究

  • 原子力発電所における地震安全に関する研究

  • 原子力発電所における環境疲労評価手法に関する研究

所属学会 【 表示 / 非表示

  • 日本保全学会

  • 日本機械学会

  • 日本原子力学会

 

論文 【 表示 / 非表示

  • Evaluation of fatigue crack growth at piping of austenitic stainless steel under biaxial stress , Harada, S., Kitada, T., Nakamura, T. ,2019年07月,国際会議(proceedingsあり)

  • Development of fatigue crack growth prediction model in reactor coolant environment ,Ishizawa, T., Takeda, S., Kitada, T., Nakamura, T., Kamaya, M. ,2018年08月,国際会議(proceedingsあり)

  • Study on the influence of strain rate on crack initiation and growth in simulated reactor coolant environment of type 316 stainless steel ,Nose, T., Nakamura, T., Kitada, T. ,2018年06月,国際会議(proceedingsあり)

  • Fatigue crack initiation model of type 316 stainless steel ,Ishizawa, T., Nakamura, T., Kitada, T. ,2016年07月,国際会議(proceedingsあり)

  • PWRプランとの高経年化対策における環境疲労評価,中村隆夫、三山彰一,保全学,Volume 9, Number 2,2010年07月,学術論文

全件表示 >>

 

学外運営 【 表示 / 非表示

  • 公益法人,一般社団法人 日本原子力学会,原子力安全検討会 委員,2014年05月 ~ 2016年04月

  • 公益法人,社団法人 日本溶接協会,原子力研究委員会 DFC小委員会 中立委員,2013年07月 ~ 2014年03月

  • 公益法人,社団法人 日本電気協会,(社)日本電気協会 原子力規格委員会 耐震設計分科会 委員,2013年04月 ~ 2015年03月

  • 公益法人,一般社団法人 日本原子力学会,ISO/TC85国内対策委員会委員 幹事,2013年04月 ~ 2015年03月

  • 公益法人,一般社団法人 日本原子力学会,安全対策高度化技術検討 特別専門委員会 委員,2013年03月 ~ 2014年12月

全件表示 >>