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笠原　直人 (カサハラ　ナオト,KASAHARA Naoto)

基本情報	研究分野	研究業績	教育業績	社会貢献業績

　

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• 論文
• MISC
• 講演口頭発表
• 研究課題
• 産業財産権

書籍等出版物
No.	タイトル	担当区分	出版社	出版年月	担当範囲	ISBN
1	原子力年鑑2019		日刊工業新聞社 「原子力年鑑」編集委員会‐編	2018年10月30日	PartⅡ-２．将来炉
2	続・実際の設計 (改訂新版) 機械設計に必要な知識とモデル	共著	日刊工業	2017年03月		9784526076794
3	Fast Reactor System Design	共著	SpringerLink	2017年
4	東日本大震に関する研究		東京大学新聞社	2017年
5	Thermal Plastic Ratcheting,. In Hetnarski RB (Ed.) Encyclopedia of Thermal Stresses, Vol 1, pp 1 – 8. Springer Dordrecht, Heidelberg, New York, London		Springer	2015年		9789400763555
6	Homogenized Elastic-Viscoplastic Behavior of Thick Perforated Plates with Pore Pressure（Chapter 4）	共著	Springer	2015年
7	原子力教科書 高速炉システム設計	共著	オーム社	2014年09月23日
8	The 2011 Fukushima Nuclear Power Plant Accident - How and why it happened	共著	Elsevier	2014年
9	福島原発で何が起こったか-政府事故調技術解説	共著	(B&Tブックス)日刊工業新聞社	2012年12月21日
10	震災後の工学は何をめざすのか	共著	内田老鶴圃	2012年		9784753661336
11	原子炉構造工学 (原子力教科書)	共著	オーム社	2009年04月01日
12	高温強度の基礎・考え方・応用	共著	日本材料学会	2008年	第14章
13	9.7節「高サイクル熱疲労」		材料学会 高温強度部門委員会50周年記念出版	2005年
14	連成の力学 様々な連成現象 熱－流体－構造連成	共著	丸善	2004年
15	実際の設計 機械設計の考え方と方法		日刊工業新聞社	1987年

　

論文
No.	論文タイトル	誌名(出版物名)	巻	号	開始ページ	終了ページ	出版年月	DOI	査読の有無
1	Numerical examination on seismic response behavior of a piping system considering the plastic deformation of supports	International Journal of Pressure Vessels and Piping	211		105265	105265	2024年10月	https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2024.1052651
2	Discussion On Failure Behavior of Piping Systems Under Extremely Large Seismic Loads in BDBE	Journal of Pressure Vessel Technology					2021年12月15日	https://doi.org/10.1115/1.40532231
3	Proposal of simulation material test technique for clarifying the structure failure mechanisms under excessive seismic loads	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	2				2021年	https://doi.org/10.1115/PVP2021-618661
4	Example proposals of fracture controlled vessels and piping for failure mitigations	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	2				2021年	https://doi.org/10.1115/PVP2021-619521
5	Application of Fracture Control to Mitigate Failure Consequence Under BDBE	Volume 3: Design and Analysis					2020年08月03日	https://doi.org/10.1115/pvp2020-210721
6	Investigation on Failure Behavior of Two-Elbow Piping System Models Made of the Simulation Material Under Excessive Seismic Loads	Volume 3: Design and Analysis					2020年08月03日	https://doi.org/10.1115/pvp2020-211401
7	Ratcheting occurrence conditions of piping under sinusoidal excitations	Mechanical Engineering Journal	7	4	20-00167-1	20-00167-11	2020年07月		査読有り
8	模擬材料を使用した配管系の地震時破損モード調査	日本機械学会論文集	86	888	20-00187-1	20-00187-12	2020年07月		査読有り
9	Study on ratcheting of beams under the combination of gravity and seismic load,JSME	Mechanical Engineering Journal	7	3	19-00384-1	19-00384-13	2020年06月		査読有り
10	Failure modes of piping under seismic loads which have both load and displacement controlled characteristics	Int. J. of Pressure Vessel and Piping	179	103938	1	7	2020年01月		査読有り
11	Frequency dependency of beam collapse due to vibration loads	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	3				2020年	https://doi.org/10.1115/PVP2020-213751
12	Proposal of simulation materials test technique and their constitutive equations for structural tests and analyses simulating severe accident conditions	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	3				2020年	https://doi.org/10.1115/PVP2020-213971
13	Investigation on failure behaviors of piping systems under seismic loads using a simulation material	Transactions of the JSME (in Japanese)					2020年	https://doi.org/10.1299/transjsme.20-001871	査読有り
14	Study on Ratchet Occurrence Conditions of Beams Due to Vibration Load	12th Joint International Symposium on Nuclear Science and Technology			B22-1	B22-1	2019年12月		査読無し
15	Structural Safety Approaches For Design Basis Events and Beyond Design Basis Events	INER, Taiwan, International WS on Structural Safety Technology for Nuclear Back-end Management			1	20	2019年10月		査読無し
16	圧力容器構造不連続部の局部破損に関する研究	日本機械学会2019年度年次大会			S08109-1	S08109-1	2019年09月		査読無し
17	Frequency Effects on Ratcheting of Piping Under Seismic loading ‒ Investigation on Ratcheting of Beam Model	25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology 2019 (SMiRT 25)	5		3625	3634	2019年08月		査読無し
18	極限的な地震荷重を受ける配管系の崩壊挙動に対する実験的検討	Dynamics and Design Conference 2019講演論文集			229-1	229-1	2019年08月		査読無し
19	Discussion on Failure Behavior of Piping Systems Subjected To Excessive Seismic Loads	25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology 2019 (SMiRT 25)	5		3605	3614	2019年08月		査読無し
20	Application of fracture control to nuclear components for mitigation of accident consequence	25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology 2019 (SMiRT 25)	5		3597	3604	2019年08月		査読無し
21	振動荷重を受ける梁の進行性変形発生条件に関する研究	日本保全学第16回学術講演会要旨集			391	396	2019年07月		査読無し
22	Experimental and Analytical Study on Local Failure of Structure Subjected to High Temperature and Pressure	Proceedings of The ASME Pressure Vessels And Piping Conference	3		93166-1	93166-7	2019年07月		査読有り
23	Research Plan and Progress to Realize Fracture Control of Nuclear Components	Proceedings of The ASME Pressure Vessels And Piping Conference	3		93454-1	93454-8	2019年07月	https://doi.org/10.1115/pvp2019-935451	査読有り
24	A Proposal of Inelastic Constitutive Equations of Lead Alloys Used For Structural Tests Simulating Severe Accident Conditions	Proceedings of The ASME Pressure Vessels And Piping Conference	3		93820-1	93820-10	2019年07月		査読有り
25	Study on Local Failure of Nuclear Pressure Vessels Subjected to High Temperature and High Pressure loads	Nuclear Engineering & Technology Workshop			219-1	219-1	2019年05月		査読無し
26	Study on Ratcheting of Pipes under the Combination of Gravity And Seismic Load	27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE27)			1636-1	1636-1	2019年05月		査読有り
27	Creep Buckling of 304 Stainless-Steel Tubes Subjected to External Pressure for Nuclear Power Plant Applications	MDPI, Metals	9	5	1	12	2019年05月	https://doi.org/10.3390/met90505361	査読有り
28	原子炉容器を模擬したノズル付き円板試験体の局部破損に関する研究	日本原子力学会2019年春の年会			2K13-1	2K13-1	2019年03月		査読無し
29	PROPOSAL OF THE LOCAL FAILURE EVALUATION METHOD WITH STRESS PARAMETERS	PVP2018			84222		2018年10月26日		査読有り
30	Stress Evaluation Method by Frequency Response Function for Elbow Pipes Under Thermal Stratification	PVP2018			84211		2018年10月26日		査読有り
31	IMPROVED MODEL TESTS TO INVESTIGATE THE FAILURE MODES OF PIPES UNDER BEYOND DESIGN BASIS EARTHQUAKES	PVP2018			84424		2018年10月26日		査読有り
32	Proposal of Failure Mode Map Under Dynamic Loading—Ratcheting and Collapse	Journal of Pressure Vessel Technology					2018年10月01日		査読無し
33	CONTRIBUTION TO SAFETYENHANCEMENT FOR BDBE IN STRUCTURE AND MATERIAL FIELDS,	PVP2018			84353		2018年		査読無し
34	Buckling of cylindrical stainless-steel tubes subjected to external pressure at extremely high temperatures	Engineering Failure Analysis	92		61	70	2018年	https://doi.org/10.1016/j.engfailanal.2018.05.0041	査読有り
35	Proposal of Failure Mode Map under Dynamic Loading – Ratcheting and Collapse,	J. of Pressure Vessle Technology	140		051202-1	-8	2018年		査読有り
36	Excitation Tests on Elbow Pipe Specimens to Investigate Failure Behavior Under Excessive Seismic Loads	JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME	139	6			2017年12月	https://doi.org/10.1115/1.40379521	査読有り
37	CREEP BUCKLING AND POST BUCKLING BEHAVIORS OF STAINLESS STEEL TUBE COLUMNS UNDER EXTERNAL PRESSURE AT EXTREMELY HIGH TEMPERATURES	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, 2016, VOL 3			63226		2017年		査読有り
38	APPLICABILITY OF THE MULTILAYER KINEMATIC HARDENING MODEL TO PREDICT INELASTIC BEHAVIOR OF PIPING SYSTEMS UNDER EXCESSIVE SEISMIC LOADING	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, 2016, VOL 3					2017年		査読有り
39	STRUCTURAL ANALYSIS APPROACH FOR RISK ASSESSMENT UNDER BDBE	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, 2016, VOL 3			63422		2017年		査読有り
40	ANALYTICAL STUDY ON FAILURE MODE MAP FOR LOWER FORMED HEAD OF REACTOR PRESSURE VESSEL UNDER BDBE	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, 2016, VOL 3			63487		2017年		査読有り
41	TRIAL MODEL TESTS WITH SIMULATION MATERIAL TO OBTAIN FAILURE MODES OF PIPES UNDER EXCESSIVE SEISMIC LOADS	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, 2016, VOL 8					2017年		査読無し
42	Failure mode map of pipes under dynamic loadings	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	5		65635		2017年	https://doi.org/10.1115/PVP2017-656351	査読有り
43	New structural engineering approach to enhance resilience against BDBE	PLiM2017			CN246-032		2017年		査読有り
44	Difference of strength evaluation approach between for dbe and for bdbe	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	3		65478		2017年	https://doi.org/10.1115/PVP2017-654781	査読有り
45	Numerical simulation of long-period fluid temperature fluctuation at a mixing tee for the thermal fatigue problem	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	305		639	652	2016年08月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2016.06.0241	査読有り
46	原子力プラントにおけるレジリエンス評価法の開発(その3)レジリエンス指標の評価法と適用性に関する検討	保全学 = Maintenology	15	2	83	91	2016年07月		査読有り
47	「もんじゅ」の特徴に合わせたバウンダリ機能維持の考え方	エネルギーレビュー	6		42	45	2016年06月		査読無し
48	5. 材料力学(<小特集>技術ロードマップから見る2030年の社会)	日本機械学会誌	119	1170	296	299	2016年	https://doi.org/10.1299/jsmemag.119.1170_2961
49	原子力プラントにおけるレジリエンス評価法の開発 （その3：レジリエンス指標の評価法と適用性に関する検討）	保全学誌論文	15	1	65	70	2016年		査読有り
50	Validation of the Multilayer Kinematic Hardening Model for Predicting Inelastic Behavior of Piping Systems under Excessive Seismic Loading	PVP2016			63216		2016年		査読有り
51	特集「もんじゅ」, 高速炉開発意義の共有と巨大技術開発の覚悟	原子力学会誌	58	12			2016年		査読無し
52	原子力プラントにおけるレジリエンス評価法の開発:（その１：原子力プラントの事故時安全性評価指標としてのレジリエンス指標の提案）	保全学	15	1	65	70	2016年		査読無し
53	High-accuracy CFD prediction methods for fluid and structure temperature fluctuations at T-junction for thermal fatigue evaluation	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	288		98	109	2015年07月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2015.04.0061	査読無し
54	High-accuracy CFD prediction methods for fluid and structure temperature fluctuations at T-junction for thermal fatigue evaluation	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	288		98	109	2015年07月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2015.04.0061	査読有り
55	Classification of Flow Patterns in Angled T-Junctions for the Evaluation of High Cycle Thermal Fatigue	JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME	137	2			2015年04月	https://doi.org/10.1115/1.40279031	査読無し
56	Classification of Flow Patterns in Angled T-Junctions for the Evaluation of High Cycle Thermal Fatigue	JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME	137	2			2015年04月	https://doi.org/10.1115/1.40279031	査読有り
57	Large Eddy Simulation Analysis of Fluid Temperature Fluctuations at a T-junction for Prediction of Thermal Loading	JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME	137	1			2015年02月	https://doi.org/10.1115/1.40280671	査読有り
58	SELECTOR-VALVE FAILED FUEL DETECTION AND LOCATION SYSTEM FOR JAPAN SODIUM-COOLED FAST REACTOR	NUCLEAR TECHNOLOGY	189	2	111	121	2015年02月		査読無し
59	Large Eddy Simulation Analysis of Fluid Temperature Fluctuations at a T-junction for Prediction of Thermal Loading	JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME	137	1			2015年02月	https://doi.org/10.1115/1.40280671	査読無し
60	MULTILAYER KINEMATIC HARDENING MODEL FOR CARBON STEEL AND ITS APPLICATION TO INELASTIC ANALYSES OF AN ELBOW SUBJECTED TO CYCLIC IN-PLANE BENDING	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE - 2015, VOL 1B					2015年		査読無し
61	教育用FBRプラント設計プログラムFR-Designの開発	日本原子力学会和文論文誌	14	3	161	180	2015年	https://doi.org/10.3327/taesj.J14.0191	査読無し
62	EXCITATION TESTS ON ELBOW PIPE SPECIMENS TO INVESTIGATE FAILURE BEHAVIOR UNDER EXCESSIVE SEISMIC LOADS	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE - 2015, VOL 8					2015年		査読無し
63	ANALYTICAL STUDY ON FAILURE MECHANISMS BY EXTREME LOADINGS UNDER DESIGN EXTENSION CONDITIONS	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE - 2015, VOL 1B					2015年		査読無し
64	IDENTIFICATION OF FAILURE MODES UNDER DESIGN EXTENSION CONDITIONS	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE - 2015, VOL 1B					2015年		査読無し
65	Sensitivity analysis of the BWR passive depressurization system under severe accident conditions	International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE	2015-January				2015年		査読無し
66	OS0611-460 過大地震時のエルボ配管破壊モードに関する考察	M&M材料力学カンファレンス	2015	0	_OS0611	46-_OS0611-46	2015年	https://doi.org/10.1299/jsmemm.2015._OS0611-461	査読有り
67	A Review of Evaluation Methods Developed for Numerical Simulation of the Temperature Fluctuation Contributing to Thermal Fatigue of a T-junction Pipe	EJAM	6	4	118	130	2015年		査読無し
68	Main Factors for Fatigue Failure Probability of Pipes Subjected to Fluid Temperature Fluctuation	EJAM	6	4	107	117	2015年		査読無し
69	Investigation of failure modes of nuclear components under severe accidents and earthquakes,						2015年		査読無し
70	Homogenized elastic-viscoplastic behavior of thick perforated plates with pore pressure	Advanced Structured Materials	57		97	116	2015年	https://doi.org/10.1007/978-3-319-14660-7_61
71	A Review of Evaluation Methods Developed for Numerical Simulation of the Temperature Fluctuation Contributing to Thermal Fatigue of a T-junction Pipe	EJAM, Vol. 6-4, pp118/130	6	4	118	130	2015年		査読有り
72	Main Factors for Fatigue Failure Probability of Pipes Subjected to Fluid Temperature Fluctuation	EJAM, Vo.6, No.4 p107-p117	6	4	107	117	2015年		査読有り
73	極限マルチフィジクス環境における液体ロケットエンジン燃焼室の破損メカニズムの解明と寿命評価	日本機械学会論文集	81	826	14	00674-14-00674	2015年	https://doi.org/10.1299/transjsme.14-006741	査読無し
74	改良9Cr-1Mo鋼製管板構造試験体の熱過渡試験と強度評価,2; クリープ疲労強度評価	Nuclear Engineering and Design					2014年08月		査読無し
75	Thermal transient test and strength evaluation of a tubesheet structure made of Mod.9Cr-1Mo steel. Part I: Test model design and experimental results	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	275		408	421	2014年08月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.04.0321	査読無し
76	Thermal transient test and strength evaluation of a tubesheet structure made of Mod.9Cr-1Mo steel. Part II: Creep-fatigue strength evaluation	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	275		422	432	2014年08月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.04.0291	査読無し
77	改良9Cr-1Mo鋼製管板構造試験体の熱過渡試験と強度評価,1;試験体設計と試験結果	Nuclear Engineering and Design					2014年08月		査読無し
78	Development of constitutive models for fast reactor design	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	269		23	32	2014年04月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2013.08.0011	査読無し
79	LES Analysis of Fluid Temperature Fluctuations at a T-junction for Prediction of Thermal Loading	Journal of Pressure Vessel Technology PVT	13		1148		2014年		査読無し
80	Investigation of failure modes of nuclear components under severe accidents and earthquakes,						2014年		査読無し
81	THERMAL STRESS RESPONSE TO BOUNDARY OSCILLATION BETWEEN HOT AND COLD FLUID TEMPERATURE	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE - 2014, VOL 5					2014年		査読無し
82	Fatigue Crack Thresholds Significantly Affected by Thermo-Mechanical Loading Histories in An Austenitic and A Ferritic Low alloy Steel	11TH INTERNATIONAL FATIGUE CONGRESS, PTS 1 AND 2	891-892		1295	+	2014年	https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/AMR.891-892.12951	査読有り
83	Effect of Thermo-Mechanical Loading Histories on Fatigue Crack Growth, Behavior and The Threshold in SUS316 and SCM 440 Steels., -For prevention of high cycle thermal fatigue failures-,	EJAM	6	1	24	32	2014年		査読無し
84	CRACK PROPAGATION DUE TO MOVEMENT OR SIZE CHANGE OF HOT SPOT IN PIPE	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE - 2013, VOL 4: FLUID-STRUCTURE INTERACTION					2014年		査読無し
85	Development of thermal fatigue evaluation methods of piping systems,	EJAM	6	1	14	23	2014年		査読無し
86	Classification of Flow Patterns in Angled T-junctions for the Evaluation of High Cycle Thermal Fatigue,	Journal of Pressure Vessel Technology PVT	13		1215		2014年		査読無し
87	Classification of Flow Patterns in Angled T-junctions for the Evaluation of High Cycle Thermal Fatigue	Journal of Pressure Vessel Technology					2014年		査読有り
88	Effect of Thermo-Mechanical Loading Histories on Fatigue Crack Growth, Behavior and The Threshold in SUS316 and SCM 440 Steels., -For prevention of high cycle	EJAM	16	12	24	32	2014年		査読有り
89	Development of thermal fatigue evaluation methods of piping systems	EJAM,	6	1	14	26	2014年		査読有り
90	NUMERICAL ESTIMATION OF FLOW PENETRATING DEPTH INTO STAGNANT BRANCH PIPES FOR THERMAL FATIGUE PREDICTION	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE - 2014, VOL 3					2014年		査読有り
91	RESEARCH PLAN ON FAILURE MODES BY EXTREME LOADINGS UNDER DESIGN EXTENSION CONDITIONS	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE - 2014, VOL 1					2014年		査読無し
92	STUDY ON SIMPLIFIED PREDICTION METHOD OF THERMAL RATCHET DEFORMATION BASED ON PARALLEL BAR MODEL	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE - 2014, VOL 5					2014年		査読無し
93	Stress Mitigation Design of a Tubesheet by Considering the Thermal Stress Inducement Mechanism	JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME	135	6			2013年12月	https://doi.org/10.1115/1.40246181	査読無し
94	UNDER-SODIUM ENDURANCE EXPERIMENT OF SELECTOR VALVE IN FAILED-FUEL DETECTION AND LOCATION SYSTEM OF JSFR	NUCLEAR TECHNOLOGY	183	1	1	12	2013年07月		査読無し
95	Thermal transient test and strength evaluation of a thick cylinder model made of Mod.9Cr-1Mo steel	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	255		296	309	2013年02月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2012.10.0161	査読無し
96	Homogenized elastic-viscoplastic behavior of thick perforated plates with pore pressure	Key Engineering Materials	535-536		401	404	2013年	https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/KEM.535-536.4011
97	Design Evaluation Method for Random Fatigue Based on Spectrum Characteristics	JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME	134	3			2012年06月	https://doi.org/10.1115/1.40058741	査読無し
98	Water experiment and numerical simulation on failed fuel detection and location system of japan sodium-cooled fast reactor (JSFR)	JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY	49	1-2	47	60	2012年01月	https://doi.org/10.1080/18811248.2011.6365391	査読無し
99	THE CREEP-FATIGUE EVALUATION METHOD FOR INTERMEDIATE HOLD CONDITIONS: PROPOSAL AND VALIDATION	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE VOL 1			365	+	2012年		査読無し
100	LES ANALYSIS OF TEMPERATURE FLUCTUATIONS AT T-JUNCTIONS FOR PREDICTION OF THERMAL LOADING	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE (PVP-2011), VOL 4	137	1	519	+	2012年		査読有り
101	Under-Sodium Endurance Experiment of Selector-Valve in Failed-Fuel Detection and Location System of JSFR	Journal of Nuclear Science and Technology	49	Nos. 1-2	47	60	2012年		査読有り
102	原子炉構造物の熱疲労に関する研究の現状と課題	日本機械学会論文集 A編	78	789	583	598	2012年	https://doi.org/10.1299/kikaia.78.5831	査読無し
103	STUDY ON THE FREQUENCY RESPONSE CHARACTERISTICS OF THERMAL STRESS INDUCED BY MULTIDIMENSIONAL FLUID TEMPERATURE FLUCTUATION	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, PVP 2012, VOL 3			843	852	2012年		査読無し
104	HIGH-ACCURACY ANALYSIS METHODS OF FLUID TEMPERATURE FLUCTUATIONS AT T-JUNCTIONS FOR THERMAL FATIGUE EVALUATION	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, PVP 2012, VOL 4			193	+	2012年		査読無し
105	Under-Sodium Endurance Experiment of Selector-Valve in Failed-Fuel Detection and Location System of JSFR	AESJ,	49	1-2	47	60	2012年		査読無し
106	LES ANALYSIS OF TEMPERATURE FLUCTUATIONS AT T-JUNCTIONS FOR PREDICTION OF THERMAL LOADING	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE (PVP-2011), VOL 4	137	1	519	+	2012年		査読無し
107	STUDY ON MECHANISM OF STRESS-STRAIN REDISTRIBUTION BY ELASTIC-PLASTIC-CREEP DEFORMATION	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE VOL 1			1041	1047	2012年		査読無し
108	THERMAL FATIGUE EVALUATION METHOD OF PIPES BY EQUIVALENT STRESS AMPLITUDE	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE 2012, PVP 2012, VOL 9			81	86	2012年		査読無し
109	極限マルチフィジクス環境における液体ロケットエンジンの破損メカニズムの解明（燃焼室スロートの残留変形）	日本機械学会論文集 A編	78	795	1534	1546	2012年	https://doi.org/10.1299/kikaia.78.15341	査読無し
110	Homogenised elasto-viscoplastic material modelling of thick perforated plates at high temperature	MATERIALS AT HIGH TEMPERATURES	29	4	322	329	2012年	https://doi.org/10.3184/096034012X134859022922081	査読無し
111	STUDY ON THE STRESS-STRAIN REDISTRIBUTION CAUSED BY INELASTIC DEFORMATION IN PERFORATED PLATE	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE 2012, PVP 2012, VOL 9			191	199	2012年		査読無し
112	き裂伝ぱを基にしたSUS16鋼の高サイクル熱疲労破損の検討	JCOSSAR 論文集	7	7	384	389	2011年08月31日		査読有り
113	Crack Initiation Process for Semicircular Notched Plate in Fatigue Test at Elevated Temperature	JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME	133	3			2011年06月	https://doi.org/10.1115/1.40025391	査読無し
114	ナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器の開発（スリット部のサンプリング手法開発）	日本機械学会論文集 B編	77	776	982	986	2011年		査読無し
115	Development of failed fuel detection and location system in sodium-cooled large reactors (sampling method of failed fuels under the slit)	Nihon Kikai Gakkai Ronbunshu, B Hen/Transactions of the Japan Society of Mechanical Engineers, Part B	77	776	982	986	2011年	https://doi.org/10.1299/kikaib.77.9821	査読有り
116	Les analysis of temperature fluctuations at t-junctions for prediction of thermal loading	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	4		519	528	2011年	https://doi.org/10.1115/PVP2011-572921	査読無し
117	Investigation on Slit Jet through Upper Internal Structure (UIS) in Highly Compact Vessel of Sodium-Cooled Fast Reactor	JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY	47	9	810	819	2010年09月	https://doi.org/10.1080/18811248.2010.97116571	査読無し
118	Investigation on Slit Jet through Upper Internal Structure (UIS) in Highly Compact Vessel of Sodium-Cooled Fast Reactor	JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY	47	9	810	819	2010年09月	https://doi.org/10.1080/18811248.2010.97116571	査読有り
119	OVERVIEW OF CODE CASE ON ALTERNATIVE DESIGN METHODOLOGY BY USING ELASTIC-PLASTIC FINITE ELEMENT ANALYSIS FOR CLASS 1 VESSELS IN THE JSME RULES ON DESIGN AND CONSTRUCTION	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE 2010, VOL 1: CODES AND STANDARDS			577	584	2010年		査読無し
120	高速炉機器設計における高温構造設計領域の合理的判定に向けたクリープ設計限界曲線の提案	機械学会論文集A					2010年		査読有り
121	PROPOSALS OF GUIDELINES FOR HIGH TEMPERATURE STRUCTURAL DESIGN OF FAST REACTOR VESSELS	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE 2010, VOL 1: CODES AND STANDARDS			315	322	2010年		査読無し
122	A COMPARATIVE STUDY OF NEGLIGIBLE CREEP CURVES FOR RATIONAL ELEVATED TEMPERATURE DESIGN	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE 2009, VOL 1: CODES AND STANDARDS			573	582	2010年		査読有り
123	Endurance sodium experiment of Selector-Valve for failed fuel detection and location system in sodium-cooled large reactor	International Congress on Advances in Nuclear Power Plants 2010, ICAPP 2010	1		643	650	2010年
124	STRESS EVALUATION CHARTS FOR THERMAL STRATIFICATION CONSIDERING HEAT TRANSFER CHARACTERISTICS	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE 2009, VOL 3: DESIGN AND ANALYSIS			441	448	2010年		査読無し
125	DESIGN EVALUATION METHOD FOR RANDOM FATIGUE BASED ON SPECTRUM CHARACTERISTICS	ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE 2009, VOL 3: DESIGN AND ANALYSIS			301	307	2010年		査読無し
126	CLASSIFICATION OF FLOW PATTERNS IN ANGLED T-JUNCTIONS FOR THE EVALUATION OF HIGH CYCLE THERMAL FATIGUE	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE 2010, VOL 4			325	334	2010年		査読無し
127	EQUIVALENT PLASTIC SOLID MATERIALS OF PERFORATED PLATES BASED ON EFFECTIVE STRESS RATIO						2010年		査読無し
128	EFFECTIVE STRESS RATIO OF TRIANGULAR PATTERN PERFORATED PLATES	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, VOL 2			295	303	2009年		査読無し
129	A comparative study of negligible creep curves in evaluate temperature standards	ASME, PVP					2009年		査読無し
130	Analytical Study on Mechanism of Stress Redistribution Locus in Structures,	ICPVT-12			SA3-2	SA3-2	2009年		査読無し
131	CRACK INITIATION PROCESS FOR SEMI-CIRCULAR NOTCHED PLATE IN CREEP-FATIGUE TEST AT ELEVATED TEMPERATURE	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, VOL 3			731	740	2009年		査読有り
132	STRESS MITIGATION DESIGN OF TUBESHEETS WITH CONSIDERATION OF THERMAL STRESS INDUCEMENT MECHANISM	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, VOL 1			701	710	2009年		査読無し
133	CRACK INITIATION PROCESS FOR SEMI-CIRCULAR NOTCHED PLATE IN FATIGUE TEST AT ELEVATED TEMPERATURE	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, VOL 3			721	730	2009年		査読有り
134	S0301-6-5 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その2 : 中間保持クリープ疲労評価法(溶接継手と疲労評価法)	年次大会講演論文集	2009		123	124	2009年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2009.1.0_1231
135	SPECTRA THERMAL FATIGUE TESTS UNDER FREQUENCY CONTROLLED FLUID TEMPERATURE VARIATION –SUPERPOSED SINUSOIDAL TEMPERATURE FLUCTUATION TESTS-,	ASME, PVP			649	657	2009年		査読無し
136	機械学会設計・建設規格事例規格における弾塑性有限要素解析を用いたクラス1容器に対する強度評価手法	日本機械学會論文集. A編 = Transactions of the Japan Society of Mechanical Engineers. A	74	748	1485	1492	2008年12月25日	https://doi.org/10.1299/kikaia.74.14851	査読無し
137	Research and developments of guidelines for thermal load modeling	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	238	2	299	309	2008年02月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.09.0191	査読無し
138	Development of Guidelines for Inelastic Design Analysis	Nuc. Eng. Des.					2008年02月		査読無し
139	Development of guidelines for inelastic analysis in design of fast reactor components	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	238	2	380	388	2008年02月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.09.0221	査読無し
140	Clarification of strain limits considering the ratcheting fatigue strength of 316FR steel	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	238	2	347	352	2008年02月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.09.0201	査読無し
141	Main R&D issues for fast reactor structural design standard	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	238	2	287	298	2008年02月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.09.0181	査読無し
142	An experimental validation of the guideline for inelastic design analysis through structural model tests	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	238	2	389	398	2008年02月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.09.0211	査読無し
143	The study on Evaluation Method of Primary Stress without Evaluation Section	Journal of Solid Mechanics and Materials Engineering	2	8	1008	1017	2008年	https://doi.org/10.1299/jmmp.2.10081	査読無し
144	Crack Initiation Process for Semi-Circular Notched Plate in High Temperature Creep-Fatigue Problem,	ASME, PVP					2008年		査読無し
145	Evaluation Charts of Thermal Stresses in Cylindrical Vessels Induced by Thermal Stratification of Contained Fluid	Journal of Computational Science and Technology	2	4	547	558	2008年	https://doi.org/10.1299/jcst.2.5471	査読無し
146	Constitutive Equations for Inelastic Analysis and their Validation through Structural Model Tests	Nuc. Eng. Des.	238	2	238		2008年		査読無し
147	Crack Initiation Process for Semi-Circular Notched Plate in High Temperature Fatigue Problem	ASME, PVP					2008年		査読無し
148	Stress evaluation charts of thermal stress in cylindrical vessels induced by thermal stratification	Journal of computational science and technology,	2	4	547	558	2008年	https://doi.org/10.1299/jcst.2.5471	査読有り
149	Creep-fatigue strength evaluation of perforated plate at elevated temperature using Stress Redistribution Locus method	PROCEEDINGS OF THE ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE 2007, VOL 9			333	341	2008年		査読有り
150	Crack initiation process for semi-circular notched plate in fatigue test at elevated temperature	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	3		719	728	2008年	https://doi.org/10.1115/PVP2008-614081	査読有り
151	Spectra thermal fatigue tests under frequency controlled fluid temperature variation superposed sinusoidal temperature fluctuations tests	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	3		647	655	2008年	https://doi.org/10.1115/PVP2008-612251	査読有り
152	Crack initiation process for semi-circular notched plate in creep-fatigue test at elevated temperature	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	3		729	738	2008年	https://doi.org/10.1115/PVP2008-614091	査読有り
153	機械学会設計･建設規格事例規格における弾塑性有限要素解析を用いたクラス１容器に対する強度評価手法	日本機械学會論文集. A編 = Transactions of the Japan Society of Mechanical Engineers. A	74	748	1485	1492	2008年	https://doi.org/10.1299/kikaia.74.14851	査読有り
154	内包流体の温度成層化により円筒容器に生じる熱応力の評価線図	日本機械学会論文集. A編 = Transactions of the Japan Society of Mechanical Engineers. A	73	730	686	693	2007年06月25日	https://doi.org/10.1299/kikaia.73.6861	査読無し
155	流体温度ゆらぎによる高サイクル熱疲労	材料,	56	4	383	388	2007年01月		査読有り
156	熱過渡応力評価線図の適用範囲の拡張－両面熱伝達を受ける平板の熱過渡応力の評価						2007年		査読有り
157	2807 高温での円孔板のき裂の発生と進展の観察(S10-2 熱応力(2),S10 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2007		689	690	2007年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2007.1.0_6891
158	2804 高速炉の直管型2重管蒸気発生器管板の熱応力評価 : (1)熱応力発生機構(S10-2 熱応力(2),S10 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2007		683	684	2007年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2007.1.0_6831
159	流体温度ゆらぎによる高サイクル熱疲労	材料	56	4	383	388	2007年	https://doi.org/10.2472/jsms.56.3831	査読無し
160	熱伝達係数が変化する場合の熱過渡応力の近似評価法	日本機械学会論文集. A編 = Transactions of the Japan Society of Mechanical Engineers. A	72	719	1033	1040	2006年07月25日	https://doi.org/10.1299/kikaia.72.10331	査読無し
161	発電用新型炉の高温構造設計手法と3次元免震技術の開発	日本原子力学会誌	48	5	333	338	2006年05月30日		査読無し
162	Development of elevated temperature structual design standard and three-dimensional seismic isolation technology for advanced nuclear power plant	JOURNAL OF THE ATOMIC ENERGY SOCIETY OF JAPAN	48	5	333	338	2006年05月		査読無し
163	評価断面を用いない一次応力評価法の開発	日本機械学会論文集. A編 = Transactions of the Japan Society of Mechanical Engineers. A	72	716	445	451	2006年04月25日	https://doi.org/10.1299/kikaia.72.4451	査読無し
164	4015 高速炉炉心支持構造における熱過渡応力の熱流動-構造統合解析(S25-3 構造解析,S25 材料・構造の非弾性挙動・高温強度・損傷評価)	年次大会講演論文集	2006		959	960	2006年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2006.1.0_9591
165	熱過渡応力評価線図の適用範囲の拡張（両面熱伝達を受ける平板の熱過渡応力）:両面熱伝達を受ける平板の熱過渡応力	日本機械学会論文集 B編	72	721	2083	2090	2006年		査読無し
166	4014 球形管板の非弾性応力ひずみ挙動と推定法(S25-3 構造解析,S25 材料・構造の非弾性挙動・高温強度・損傷評価)	年次大会講演論文集	2006		957	958	2006年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2006.1.0_9571
167	Spectra thermal fatigue tests under frequency controlled fluid temperature variation - Transient temperature measurement tests	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	2006				2006年	https://doi.org/10.1115/PVP2006-ICPVT-11-935481	査読有り
168	2227 応力再配分モデルに基づく有孔板の高温疲労強度評価(S03-2 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション(2),S03 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	年次大会講演論文集	2006		117	118	2006年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2006.1.0_1171
169	Thermal fatigue evaluation of cylinders and plates subjected to fluid temperature fluctuations	INTERNATIONAL JOURNAL OF FATIGUE	27	7	768	772	2005年07月	https://doi.org/10.1016/j.ijfatigue.2005.01.0071	査読有り
170	Thermal fatigue evaluation method based on Power Spectrum Density functions against fluid temperature fluctuation	Proceedings of the ASME Pressure Vessels and Piping Conference 2005, Vol 3	3		503	509	2005年		査読有り
171	Clarification of strain limit considering Ratcheting Fatigue strength of 316FR steel	Nuc. Eng. Des.					2005年		査読無し
172	Development of Guidelines for Inelastic Design Analysis	Nuc. Eng. Des.					2005年		査読無し
173	熱伝達係数が変化する場合の熱過渡応力の近似評価法	機械学会論文集A,					2005年		査読無し
174	1437 円筒構造モデルを用いた熱ラチェット変形挙動の検討(S15-3 プラント機器構造物の強度評価,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2005		293	294	2005年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2005.1.0_2931
175	1428 不規則流体温度ゆらぎに対する熱疲労損傷の直接評価手法(S15-1 流体温度揺らぎ下強度評価,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2005		277	278	2005年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2005.1.0_2771
176	410 不規則流体温度ゆらぎに対する熱疲労損傷の直接評価手法 : Tovoの手法の安全側損傷評価への適用限界調査(OS3-2 疲労,OS3 エネルギー構造機器の健全性評価と信頼性の高度化3)	材料力学部門講演会講演論文集	2005		273	274	2005年	https://doi.org/10.1299/jsmezairiki.2005.0_2731
177	1338 高速炉構造用316FR鋼の疲労寿命に及ぼすラチェットの影響に関する検討(S21-6 ステンレス鋼とチタン合金の疲労,S21 金属材料の疲労特性と破壊機構)	年次大会講演論文集	2005		187	188	2005年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2005.1.0_1871
178	1337 ラチェット疲労における微小き裂の成長挙動と寿命評価(S21-6 ステンレス鋼とチタン合金の疲労,S21 金属材料の疲労特性と破壊機構)	年次大会講演論文集	2005		185	186	2005年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2005.1.0_1851
179	1438 熱応力のばらつきを実験計画法を用いて評価する強度設計法(S15-3 プラント機器構造物の強度評価,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2005		295	296	2005年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2005.1.0_2951
180	1430 不規則流体温度ゆらぎに対する熱応力の周波数応答特性の評価法(S15-1 流体温度揺らぎ下強度評価,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2005		279	280	2005年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2005.1.0_2791
181	CEA and JNC approaches for creep-fatigue evaluation of weldments and inter-comparison through benchmark analyses	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	228	1-3	129	142	2004年03月	https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2003.06.0261	査読有り
182	高速増殖炉の要素技術開発(2)－炉共通技術の開発－	サイクル技報 24号別冊 pp91/105		24	91	105	2004年		査読無し
183	3次元構造に対する1次応力評価手法の開発(G03-3 応力解析(1),G03 材料力学)	年次大会講演論文集	2004		263	264	2004年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2004.1.0_2631
184	ラチェット変形下における316FR鋼の疲労強度に関する試験研究(S14-6 き裂の進展挙動と破壊機構,S14 金属材料の疲労特性と破壊機構)	年次大会講演論文集	2004		191	192	2004年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2004.1.0_1911
185	高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(6) : 周波数制御Na正弦波温度変動熱疲労試験における温度計測と寿命予測(技術OS2-4 解析・寿命評価,技術OS2 電力設備の健全性)	材料力学部門講演会講演論文集	2004		191	192	2004年	https://doi.org/10.1299/jsmezairiki.2004.0_1911
186	Spectra thermal fatigue tests under frequency controlled fluid temperature variation - Development of test equipment and preliminary tests	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	472		229	236	2004年	https://doi.org/10.1115/PVP2004-29961	査読有り
187	実用化高速炉構造設計基準のための研究開発	サイクル機構技報		20	59	73	2003年09月		査読無し
188	527 高速炉原子炉容器の非弾性解析解の構成式依存性に関する検討	材料力学部門講演会講演論文集	2003		423	424	2003年	https://doi.org/10.1299/jsmezairiki.2003.0_4231
189	2219 高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(5) 熱疲労 Na 試験の予備解析評価	年次大会講演論文集	2003		213	214	2003年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2003.3.0_2131
190	2215 高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(1) 研究の現状と計画の概要	年次大会講演論文集	2003		205	206	2003年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2003.3.0_2051
191	2218 高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(4) 熱疲労 Na 試験装置の開発	年次大会講演論文集	2003		211	212	2003年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2003.3.0_2111
192	Frequency Transfer Function from Fluid Temperature Fluctuations to Stress Intensity Factors	American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP	461		119	127	2003年	https://doi.org/10.1115/PVP2003-19981	査読有り
193	2210 非弾性解析による構造設計アプローチの検討(3) 負荷履歴の影響に関する検討	年次大会講演論文集	2003		195	196	2003年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2003.3.0_1951
194	513 流体温度ゆらぎに対する接液構造物のき裂進展特性	材料力学部門講演会講演論文集	2003		395	396	2003年	https://doi.org/10.1299/jsmezairiki.2003.0_3951
195	熱流動－構造統合解析による高速炉プラントの系統熱過渡荷重緩和法	サイクル機構技報		16	81	92	2002年09月		査読無し
196	Structural response function approach for evaluation of thermal striping phenomena	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	212	1-3	281	292	2002年03月		査読有り
197	617 流体温度の空間変動に対する熱応力の周波数応答関数	年次大会講演論文集	2002		239	240	2002年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2002.2.0_2391
198	512 周波数特性に着目した流体温度ゆらぎによる熱疲労損傷の評価法	材料力学部門講演会講演論文集	2002		415	416	2002年	https://doi.org/10.1299/jsmezairiki.2002.0_4151
199	2938 応力再配分軌跡 (SRL) 法に基づくクリープ疲労寿命評価法	年次大会講演論文集	2002		451	452	2002年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2002.1.0_4511
200	Validation of fast reactor tehrmomechanical and thermohydraulic codes	TECDOC	1318				2002年		査読有り
201	Thermomechanical and fracture mechanics analysis on a Tee Junction of LMFR secondary circuit due to thermal striping phenomena	TechDoc-1318,pp89/116					2002年		査読有り
202	451 非弾性解析による設計アプローチの検討 (2) 設計条件に応じた構成式の選定	年次大会講演論文集	2002		99	100	2002年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.2002.2.0_991
203	耐熱設計思想に基づく高温構造設計基準の検討	圧力技術	39	5	26	38	2001年09月25日	https://doi.org/10.11181/hpi.39.2981	査読無し
204	Strain concentration at structural discontinuities and its prediction based on characteristics of compliance change in structures	JSME INTERNATIONAL JOURNAL SERIES A-SOLID MECHANICS AND MATERIAL ENGINEERING	44	3	354	361	2001年07月		査読無し
205	K-0821 ホット/コールドスポット温度ゆらぎに対する接液構造物の周波数応答関数(S11-6 構造健全性評価(6))(S11 構造健全性評価)	年次大会講演論文集	1		421	422	2001年	https://doi.org/10.1299/jsmemecjo.I.01.1.0_4211
206	253 温度成層界面ゆらぎに対する接液構造物の周波数応答関数(GS-5 熱応力)	材料力学部門講演会講演論文集	2001		221	222	2001年	https://doi.org/10.1299/jsmezairiki.2001.0_2211
207	高温構造設計基準におけるクリープ疲労寿命評価法の課題と現状	圧力技術	39	6	345	357	2001年		査読無し
208	構造不連続部のひずみ集中挙動とコンプライアンス変化特性に基づく予測	日本機械学会論文集. A編	66	643	642	649	2000年03月25日		査読無し
209	316FR溶接継手強度評価法の開発	サイクル機構技報		6	69	80	2000年03月		査読無し
210	サーマルストライピングに対する解析的評価手法の実炉データによる検証	サイクル機構技報		6	81	92	2000年03月		査読無し
211	サーマルストライピングに対する解析的評価手法の実炉データによる検証	サイクル機構技報	6	6	81	92	2000年03月		査読有り
212	316FR溶接継手強度評価法の開発	サイクル機構技報		6	69	80	2000年		査読有り
213	繰返し有限要素法解析を用いた構造物非線形挙動の体系的評価の開発 (特別企画 原子力基盤クロスオ-バ-研究の現状と今後の展開(2)) -- (原子力用計算科学技術分野について-1-原子力用構造物の巨視的/微視的損傷の計算科学的解析法の開発とその応用)	原子力学会誌	39	5	27	30	1997年06月		査読無し
214	繰返し有限要素法解析を用いた構造物非線形挙動の体系的評価法の開発	原学会誌	39	5	343	346	1997年		査読有り
215	Proposal of a Strain Concentration Model of Welded Joints for Creep-Fatigue Evaluation of Welded Structures.	JSME	40	3	247	254	1997年		査読無し
216	溶接継手のひずみ集中モデルと溶接構造物クリープ疲労評価への適用	日本機械学会論文集. A編					1996年		査読有り
217	Parallel Finite Element Simulation of Combined Macro/Mesoscopic Structural Behaviors Based on Distributed Object Model	ISPCES97					1996年		査読有り
218	ADVANCED CREEP-FATIGUE EVALUATION RULE FOR FAST BREEDER REACTOR COMPONENTS - GENERALIZATION OF ELASTIC FOLLOW-UP MODEL	NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN	155	3	499	518	1995年05月		査読有り
219	PHASE CHARACTERISTICS OF SELF-EXCITED CHATTER IN CUTTING	JOURNAL OF ENGINEERING FOR INDUSTRY-TRANSACTIONS OF THE ASME	114	4	393	399	1992年11月		査読有り
220	総体的構造不連続場における環状切欠部の応力緩和評価法	日本機械学会論文集 A編	58	546	279	285	1992年	https://doi.org/10.1299/kikaia.58.2791	査読無し
221	総体的構造不連続場における環状切欠き部の応力緩和評価法	論文集Ａ	58	546	279	285	1991年	https://doi.org/10.1299/kikaia.58.2791	査読無し
222	切削時自励振動の挙動と位相特性について	日本機械学会論文集 C編	51	465	1141	1146	1985年		査読無し

　

MISC
No.	MISCタイトル	誌名	巻	号	開始ページ	終了ページ	出版年月(日)
1	OS0601-300 マルチフィジックス解析による荷重と強度の一貫評価	M&M材料力学カンファレンス	2015		"OS0601	300-1"-"OS0601-300-3"	2015年11月21日
2	OS0603-352 極限荷重下の原子炉構造物の破損モードマップに関する検討	M&M材料力学カンファレンス	2015		"OS0603	352-1"-"OS0603-352-3"	2015年11月21日
3	OS0612-266 地震荷重によって発生する構造物の進行性変形に関する研究	M&M材料力学カンファレンス	2015		"OS0612	266-1"-"OS0612-266-3"	2015年11月21日
4	OS0614-144 炭素鋼の繰返し塑性構成式と配管構造物ベンチマーク解析	M&M材料力学カンファレンス	2015		"OS0614	144-1"-"OS0614-144-3"	2015年11月21日
5	G0300704 3軸応力度を考慮した局部破損メカニズムに関する研究	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2015		"G0300704	1"-"G0300704-5"	2015年09月13日
6	J0310401 熱成層界面ゆらぎに対する周波数応答関数を用いた熱疲労損傷評価法の開発	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2015		"J0310401	1"-"J0310401-5"	2015年09月13日
7	新型炉創造のための思考法と設計法の教育	エネルギーレビュー	35	9	42	45	2015年09月
8	304 鉛配管を用いた振動荷重による崩壊モード実現の試み	機械力学・計測制御講演論文集	2015		"304	1"-"304-8"	2015年08月25日
9	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))	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06月07日
10	FBRプラント設計教育用トータルシミュレーションコードの開発	計算力学講演会講演論文集	2014	27	420	422	2014年11月22日
11	J0560201 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 疲労強度に及ぼす多軸予負荷の影響([J056-02]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(2))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014		"J0560201	1"-"J0560201-4"	2014年09月07日
12	J0560101 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : (12)配管熱疲労に関する実用的な信頼性評価法に関する研究([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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014		"J0560101	1"-"J0560101-5"	2014年09月07日
13	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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014		"J0560104	1"-"J0560104-5"	2014年09月07日
14	J0560103 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : (14)合流部温度変動のLES解析による予測性評価([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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014		"J0560103	1"-"J0560103-5"	2014年09月07日
15	J0560105 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : (16)熱成層界面ゆらぎの変動特性が熱応力応答に及ぼす影響([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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014		"J0560105	1"-"J0560105-5"	2014年09月07日
16	J0560102 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : (13)熱荷重条件と破損確率の関係([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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014		"J0560102	1"-"J0560102-5"	2014年09月07日
17	J0560202 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究(18) : 微小き裂に対する破壊力学的伝ぱ則の適用性の検討([J056-02]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(2))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014		"J0560202	1"-"J0560202-6"	2014年09月07日
18	(4)極限マルチフィジクス環境における液体ロケットエンジンの破損メカニズムの解明 : 燃焼室スロートの残留変形(論文,日本機械学会賞〔2013年度(平成25年度)審査経過報告〕)	日本機械学會誌	117	1146	287	287	2014年05月05日
19	OS1510 改良9Cr-1Mo鋼構造物の繰返し熱過渡強度試験とクリープ疲労強度評価	M&M材料力学カンファレンス	2013		"OS1510	1"-"OS1510-3"	2013年10月12日
20	OS1418 円筒容器の応力再配分と熱ラチェット現象の基本メカニズムに関する研究	M&M材料力学カンファレンス	2013		"OS1418	1"-"OS1418-3"	2013年10月12日
21	GS38 液体ロケットエンジン外筒付き燃焼室の破損メカニズムの解明 : 上段エンジンのき裂発生メカニズム	M&M材料力学カンファレンス	2013		"GS38	1"-"GS38-3"	2013年10月12日
22	J032013 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 閉塞分岐管滞留部で起こる熱成層化現象のCFD解析([J032-01]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(1))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013		"J032013	1"-"J032013-5"	2013年09月08日
23	J032021 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 熱荷重を評価するための流体と構造の温度変動の高精度なCFD解析手法([J032-02]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(2))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013		"J032021	1"-"J032021-5"	2013年09月08日
24	K03100 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 全体計画(【K03100】材料力学部門,動力エネルギーシステム部門,産業・化学機械と安全部門,標準・規格センター企画,基調講演)	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013		"K03100	1"-"K03100-5"	2013年09月08日
25	J032012 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 合流部温度変動のCFD解析による予測性評価([J032-01]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(1))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013		"J032012	1"-"J032012-5"	2013年09月08日
26	J032033 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 配管熱疲労に関する等価応力振幅を用いた信頼性評価手法([J032-03]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(3))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013		"J032033	1"-"J032033-5"	2013年09月08日
27	J032032 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 配管破損確率に対する主要パラメータの考察([J032-03]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(3))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013		"J032032	1"-"J032032-5"	2013年09月08日
28	J032034 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 温度成層界面ゆらぎに対する円筒の熱応力応答に関する研究([J032-03]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(3))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013		"J032034	1"-"J032034-5"	2013年09月08日
29	J032022 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 高温高サイクル疲労き裂進展下限界と履歴依存([J032-02]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(2))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013		"J032022	1"-"J032022-5"	2013年09月08日
30	D221 T字配管合流部に生じる温度変動のLESによる評価 : 計算格子と上流境界条件の影響評価(OS6 保全・設備診断技術(6))	動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム	2013	18	355	356	2013年06月19日
31	103 配管の熱疲労評価法の高度化を目的とした配管合流部の温度変動の数値解析(OS1-1.数値シミュレーションの原子力への応用(1),OS・一般セッション講演)	計算力学講演会講演論文集	2012	25	698	700	2012年10月06日
32	OS0506 オーステナイト系ステンレス鋼の繰り返し硬化特性回復に対する物理メカニズムの解明	M&M材料力学カンファレンス	2012		"OS0506	1"-"OS0506-3"	2012年09月22日
33	OS18-1-1 Thermal load and fatigue evaluation of nuclear piping	Abstracts of ATEM : International Conference on Advanced Technology in Experimental Mechanics : Asian Conference on Experimental Mechanics	2011	10	"OS18	1-1-1"	2011年09月19日
34	764 一方向多孔体の弾-粘塑性均質化解析(OS7-5 非線形力学,OS7 先進材料および構造の力学特性評価)	東海支部総会講演会講演論文集	2011	60	"764	1"-"764-2"	2011年03月01日
35	510 SUS316鋼の熱疲労寿命に及ぼす高サイクル熱疲労負荷の重畳効果(クリープ疲労・熱疲労,高温強度に影響する諸因子,オーガナイスドセッション2)	学術講演会講演論文集	60		255	256	2011年
36	1128 液面部模擬試験による中間保持クリープ疲労評価法の検証(OS11-7 材料の疲労挙動と損傷評価-疲労損傷・寿命予測-)	M&M材料力学カンファレンス	2010		1153	1155	2010年10月09日
37	017 高速炉機器設計のための非弾性解析に基づく評価手法の開発 : (1)非弾性設計解析に関するガイドライン(GS3-1 一般セッション)	M&M材料力学カンファレンス	2010		461	463	2010年10月09日
38	020 高速炉機器設計のための非弾性解析に基づく評価手法の開発 : (4)高速炉機器設計への試適用(GS3-1 一般セッション)	M&M材料力学カンファレンス	2010		470	472	2010年10月09日
39	1012 配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究 : (4)支配因子に基づく合理的高サイクル熱疲労評価の枠組み(OS10-3 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-熱疲労-)	M&M材料力学カンファレンス	2010		1211	1213	2010年10月09日
40	1009 配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究 : (1)知識ベース構築と評価手法の高度化のための研究計画(OS10-3 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-熱疲労-)	M&M材料力学カンファレンス	2010		1203	1204	2010年10月09日
41	1011 配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究 : (3)熱応力と疲労強度評価に関する研究課題の設定(OS10-3 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-熱疲労-)	M&M材料力学カンファレンス	2010		1208	1210	2010年10月09日
42	018 高速炉機器設計のための非弾性解析に基づく評価手法の開発 : (2)推奨構成モデルの概要(GS3-1 一般セッション)	M&M材料力学カンファレンス	2010		464	466	2010年10月09日
43	1010 配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究 : (2)熱荷重の評価のための流体温度変動の熱流動ベンチマーク解析(OS10-3 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-熱疲労-)	M&M材料力学カンファレンス	2010		1205	1207	2010年10月09日
44	F112 ナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器の開発 : スリット部のサンプリング手法開発(OS7 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル・バックエンド),動力エネルギーシステム部門20周年,次の20年への新展開)	動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム	2010	15	229	230	2010年06月20日
45	OS0733 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その5:ラチェットひずみの316FR疲労強度への影響(構造用材料の疲労挙動と寿命評価,オーガナイズドセッション)	M&M材料力学カンファレンス	2009		537	538	2009年07月24日
46	OS0732 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その4:ラチェットひずみの316FRクリープ疲労強度への影響(構造用材料の疲労挙動と寿命評価,オーガナイズドセッション)	M&M材料力学カンファレンス	2009		535	536	2009年07月24日
47	OS1408 構造物中のひずみ集中現象に関する機構論モデルの研究(エネルギー機器の経年変化に関する健全性評価,オーガナイズドセッション)	M&M材料力学カンファレンス	2009		20	22	2009年07月24日
48	OS0623 多孔板有効応力概念の管板構造設計への適用性評価(OS06-05 材料強度の発現機構,OS06 微視構造を有する材料の変形と破壊(3))	M&M材料力学カンファレンス	2008		"OS0623	1"-"OS0623-2"	2008年09月16日
49	F214 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その1:強度評価法開発の考え方(FBR(2),OS-8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル(3),一般講演,地球温暖化防止と動力エネルギー技術)	動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム	2008	13	507	510	2008年06月18日
50	543 正三角形配列多孔板の有効応力(OS7-2 微視構造を有する材料の変形と破壊,OS7 微視構造を有する材料の変形と破壊)	M&M材料力学カンファレンス	2007		421	422	2007年10月24日
51	504 高温疲労試験におけるき裂の発生・進展・結合と荷重への影響(OS9-1 粘弾性・疲労・マイクロ,OS9 実験力学における新たな試み)	M&M材料力学カンファレンス	2007		346	347	2007年10月24日
52	356 不規則流体温度ゆらぎによる熱疲労損傷簡易評価指針(OS10-4 クリープ,耐震,疲労,OS10 エネルギー機器の経奪変化に関する健金性評価手法の開発とその適用(2))	M&M材料力学カンファレンス	2007		262	263	2007年10月24日
53	508 等価中実板による解析のための多孔板の平均的弾塑性クリープ特性式(OS-5B 金属の変形と損傷,OS-5 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	計算力学講演会講演論文集	2005	18	831	832	2005年11月17日
54	510 有孔板の幾何形状が及ぼす高温疲労強度とクリープ疲労強度(OS-5B 金属の変形と損傷,OS-5 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	計算力学講演会講演論文集	2005	18	835	836	2005年11月17日
55	非弾性解析による構造設計アプローチの検討(4) : 高温構造設計用非弾性解析手法の指針化検討(OS21a 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	計算力学講演会講演論文集	2004	17	345	346	2004年11月17日
56	熱過渡応力スクリーニング法の開発 : Green関数法の応用(OS10b 大規模連成解析と関連話題)	計算力学講演会講演論文集	2004	17	827	828	2004年11月17日
57	球形管板の多孔構造のための簡易解析に基づく設計法の開発(OS11d 材料の組織・強度に関するマルチスケールアナリシス)	計算力学講演会講演論文集	2004	17	425	426	2004年11月17日
58	構造物中の応力再配分軌跡を決定する機構(OS21a 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	計算力学講演会講演論文集	2004	17	347	348	2004年11月17日
59	636 流体温度ゆらぎに対する応力拡大係数の周波数応答関数	計算力学講演会講演論文集	2002	15	649	650	2002年10月30日
60	522 熱過渡応力解析への Green 関数法の適用範囲の拡張	計算力学講演会講演論文集	2002	15	493	494	2002年10月30日
61	117 非弾性解析による設計アプローチの検討(OS12-2 非弾性解析)(OS12 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	計算力学講演会講演論文集	2001	14	33	34	2001年11月27日
62	高温構造設計基準におけるクリープ疲労寿命評価法の課題と現状	圧力技術	39	6	19	31	2001年11月01日
63	301 流体温度ゆらぎに対する接液構造物の周波数応答関数	計算力学講演会講演論文集	2000	13	229	230	2000年11月27日
64	高温構造解析における簡易解析法の最近の動向	圧力技術	36	6	377	382	1998年11月01日
65	オブジェクト指向過渡熱応力リアルタイムシミュレーションコードPARTSの開発(3),構造物温度 応力応答計算部品の開発	機械学会第9回熱工学シンポジウム講演論文集					1996年
66	オブジェクト指向過渡熱応力リアルタイムシミュレーションコードPARTS(1),プロトタイプの設計	機械学会第8回計算力学講演会講演論文集					1995年

　

講演・口頭発表等
No.	講演・口頭発表タイトル	会議名	発表年月日	主催者	開催地
1	原子炉容器を模擬したノズル付き円板試験体の局部破損に関する研究,	原子力学会	2019年
2	A Proposal of Inelastic Constitutive Equations of Lead Alloys Used for Structural Tests Simulating Severe Accident Conditions	The American Society of Mechanical Engineers Pressure Vessels & Piping Conference	2019年
3	APPLICATION OF FRACTURE CONTROL TO NUCLEAR COMPONENTS FOR MITIGATION OF ACCIDENT CONSEQUENCE	SMiRT 25 04 Aug 2019 - 09 Aug 2019, Charlotte, North Carolina, USA	2019年
4	DISCUSSION ON FAILURE BEHAVIOUR OF PIPING SYSTEMS SUBJECTED TO EXCESSIVE SEISMIC LOADS	SMiRT 25 04 Aug 2019 - 09 Aug 2019, Charlotte, North Carolina, USA	2019年
5	FREQUENCY EFFECTS ON RATCHETING OF PIPING UNDER SEISMIC LOADING – INVESTIGATION ON RATCHETING OF BEAM MODEL	SMiRT 25 04 Aug 2019 - 09 Aug 2019, Charlotte, North Carolina, USA 04 Aug 2019 - 09 Aug 2019, Charlotte, North Carolina, USA	2019年
6	Experimental and Analytical Study on Local Failure of Structure Subjected to High Temperature and Pressure	The American Society of Mechanical Engineers Pressure Vessels & Piping Conference	2019年
7	構造物の破損モードへの影響から考察する地震荷重の性質	機械学会	2018年09月12日
8	熱成層を受ける配管エルボの応力発生メカニズム	日本機械学会2017年度年次大会	2018年09月12日
9	設計基準外事象に対する原子炉構造物の破損現象に関する実験的研究 *笠原 直人1 (1. 東大)	一般社団法人日本原子力学会 2018秋の大会	2018年09月06日	一般社団法人日本原子力学会年会大会担当
10	高速炉戦略ロードマップ検討会の検討範囲 *笠原 直人1 (1. 東大)	一般社団法人日本原子力学会 2018秋の大会	2018年09月06日	一般社団法人日本原子力学会年会大会担当
11	Study on Failure Modes of Piping Structures under Realistic Seismic Waves *Jinqi LYU1, Md. Abdullah Al BARI2, Naoto KASAHARA1 (1. The University of Tokyo, 2. Khulna University of Engineering and Technology)	一般社団法人日本原子力学会 2018秋の大会	2018年09月06日	一般社団法人日本原子力学会年会大会担当
12	STRESS EVALUATION METHOD BY FREQUENCY RESPONSE FUNCTION FOR ELBOW PIPES UNDER THERMAL STRATIFICATION Salman Alrakan, Hiroshi Kuribayashi and Naoto KASAHARA,	2018 ASME Pressure Vessels & Piping Conference	2018年07月18日		PRAGUE, CZECH REPUBLIC HILTON PRAGUE
13	ASINCO-12	The 12th International Conferenceon Integrity of Nuclear Components	2018年04月17日
14	試験と解析による高温における局部破損メカニズムに関する検討 吉田瑞城、窪田穣穂、佐藤拓哉、笠原直人	保全学会	2018年03月27日
15	Failure Modes of Piping Components Under Seismic Loading,	11th XJTU-UT-SJTU Joint International Symposium on Nuclear Science and Technology,	2018年
16	Stress Generation Mechanism of Elbow Pipes due to Thermal Stratification	機械学会, 2018年度年次大会	2018年
17	設を超える状態に対する構造強度分野からのアプローチの意義と課題	JASMiRT	2018年
18	高速炉の新たな展開, SA’2000	第19回SA'2000(II)災害シミュレーション懇談会,	2018年
19	鉛アンチモン合金配管継手に対する静的載荷試験	年次大会	2018年	一般社団法人 日本機械学会
20	配管合流部における熱疲労荷重のCFD予測精度に対する流体・構造間の熱連成手法の影響の検討	機械学会	2018年
21	高速炉、試行錯誤の開発	日本経済新聞社	2018年
22	「もんじゅ」廃炉へ一歩 核燃料サイクル維持の試金石,	日刊工業新聞	2018年
23	Failure modes of piping structures under seismic loads which have both load and displacement controlled characteristics,	ASINCO,	2018年
24	最近10年の部門の動き、材料力学部門エネルギー機器・材料分野	機械学会,創立120周年記念「日本機械学会 最近10年のあゆみ」	2017年12月
25	クリープ域における局部破損評価法の提案と適用性の検討 吉田 瑞城(東大), 坂口 貴史, 佐藤 拓哉, 笠原 直人	日本機械学会 M&M2017材料力学カンファレンス	2017年10月	日本機械学会
26	New structural engineering approach to enhance resilience against BDBE Naoto Kasahara	PLiM2017(The fourth PLiM (Plant Life Management) international conference )	2017年10月
27	解析と実験による切欠き付き試験片の局部破損メカニズムに関する研究 *坂口 貴史1、吉田 瑞城1、佐藤 拓哉1、笠原 直人1 (1. 東京大学大学院)	日本原子力学会2017年秋の大会 計算科学技術 一般セッション	2017年09月13日
28	試験及び解析による構造物の局部破損の支配因子に関する研究	日本原子力学会2017秋の年会	2017年09月12日
29	Study on Thermal Stress evaluation induced by Thermal Stratification oscillation Elbow Pipe Salman Alakan, Hiroshi Kuribayashi, Takuya SATO and Naoto KASAHARA	日本機械学会2017年度年次大会	2017年09月06日
30	塑性域における局部破損評価法のクリープ域への拡張に関する検討 吉田瑞城、窪田穣穂、佐藤拓哉、笠原直人	保全学会第１4回学術講演会	2017年08月
31	NECESSITY OF BEST ESTIMATE STRENGTH EVALUATION CONSIDERING FAILURE MODES FOR BDBE N. Kasahara; T. Sato	24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology 2017 (SMiRT 24)	2017年08月
32	Evaluation of High Cycle Thermal Fatigue due to Thermal Stratification Salman ALRAKAN (The University of Tokyo)、Hiroshi KURIBAYASHI (The University of Tokyo)、Naoto KASAHARA	保全学会第１4回学術講演会	2017年08月	保全学会第１4回学術講演会
33	NUMERICAL AND EXPERIMENTAL STUDY ON STRUCTURAL FAILURE MODES UNDER SEISMIC LOADING, M. A. A. Bari; R. Sakemi; T. Sato; N. Kasahara	24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology 2017 (SMiRT 24)	2017年08月
34	Difference of Strength Evaluation Approach Between for DBE and for BDBE		2017年07月
35	Failure Mode Map of Pipes Under Dynamic Loadings.	Volume 5: High-Pressure Technology	2017年07月
36	燃料増殖とMA消滅の効果を柔軟に考慮した高速炉設計の検討 笠原直人,高橋忠男	日本原子力学会2017春の年会	2017年03月27日	日本原子力学会
37	エネルギー機器の安全・信頼性・効率向上技術ロードマップを考える ―産業界のニーズと学術界のシーズの橋渡しの試みー	日本機械学会2016年度年次大会	2016年09月14日	日本機械学会
38	過大地震荷重下における振動数に着目した進行性変形の発生条件 酒見 亮太,桂 也真人,Bari Md Abudulla Al,佐藤 拓哉,笠原 直人	日本原子力学会2016年秋の年次大会	2016年09月	日本原子力学会
39	教育用FBRプラント設計プログラムのMA燃焼機能の追加 笠原直人,高橋忠男	日本原子力学会 2016年秋の年次大会	2016年09月	日本原子力学会
40	Structural analysis approach for risk assessment under BDBE	ASME 2016 Pressure Vessels and Piping Conference	2016年07月20日
41	動的荷重による進行性変形の発生と周波数の影響 酒見 亮太,Bari Md Abudulla Al, 桂 也真人,佐藤 拓哉,笠原 直人	日本保全学会 第13回学術講演会	2016年07月	日本保全学会
42	Trial model tests with simulation material to obtain failure modes of pipes under excessive seismic loads Izumi Nakamura and Naoto Kasahara	ASME PVP2016-63416	2016年07月
43	Numerical study on piping failure modes under seismic loading Md Abdullah Al BARI, Ryota SAKEMI, Takuya SATO and Naoto KASAHARA	日本保全学会 第１3回学術講演会	2016年07月	日本保全学会
44	局部破損メカニズムの検討とそれに基づく破壊曲面の提案 窪田穣穂、小木曽真、佐藤拓哉、笠原直人	日本保全学会 第13回学術講演会	2016年07月	日本保全学会
45	熱成層界面を有する直管およびエルボ配管における熱応力発生メカニズムに関する研究 栗林 大、久永 晃司、鈴木 正昭、佐藤 拓哉、笠原 直人	日本保全学会 第13回学術講演会	2016年07月	日本保全学会
46	徹底分析 「もんじゅ」の安全性を向上させる保守管理とは : 高速炉の特徴に合わせたバウンダリ機能維持の考え方	エネルギーレビュー	2016年06月	エネルギーレビューセンター
47	座談会 どうする? もんじゅ(4)原型炉の保全や規制は,経験を積むことで進化する	Ατομοσ : journal of the Atomic Energy Society of Japan = アトモス : 日本原子力学会誌	2016年05月	日本原子力学会
48	「極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (13) 試験と解析による局部破損メカニズムに関する研究」	日本原子力学会 春の年会	2016年03月	日本原子力学会
49	「極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (12) 深層防護１層〜３層（設計）とは異なる第４層以降のための構造強度研究」笠原直人、佐藤拓哉、中村いずみ、町田秀夫、	日本原子力学会 春の年会	2016年03月	日本原子力学会
50	「極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (16) 破損モードマップを用いた限界強度評価法に関する提案」	日本原子力学会 春の年会	2016年03月	日本原子力学会
51	「極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (15) Numerical study on ratcheting and collapse failure due to seismic loading 」	日本原子力学会 春の年会	2016年03月	日本原子力学会
52	「極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (14) 地震荷重を受ける構造物の伝達特性に対する塑性変形の影響」	日本原子力学会 春の年会	2016年03月	日本原子力学会
53	「極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (17) SUS304円管の超高温外圧座屈」	日本原子力学会 春の年会	2016年03月	日本原子力学会
54	Proposal of Failure Mode Map under Seismic Loading – Ratcheting and Collapse Md Abdullah Al BARI,Ryota SAKEMI, Takuya SATO and Naoto KASAHARA	ICMST2016	2016年
55	5. 材料力学(<小特集>技術ロードマップから見る2030年の社会)	日本機械学会誌	2016年	一般社団法人 日本機械学会
56	東日本大震に関する研究	東京大学新聞社, 東大2017,	2016年	日本溶接協会
57	Analytical Study on Failure Mode Map for Lower Formed Head of Reactor Pressure Vessel under BDBE Hiroshi OGAWA, Hideo MACHIDA, and Naoto KASAHARA	ASME 2016 Pressure Vessels and Piping Conference	2016年
58	Validation of the Multilayer Kinematic Hardening Model for Predicting Inelastic Behavior of Piping Systems under Excessive Seismic Loading Koji IWATA, Chuanrong JIN, Yasuhisa KARAKIDA and Naoto KASAHARA	ASME 2016 Pressure Vessels and Piping Conference	2016年
59	Experimental study on fatigue strength of plate models under seismic loading Md Abdullah Al BARI, Ryota SAKEMI, Takuya SATO and Naoto KASAHARA	日本機械学会2016年度年次大会	2016年
60	Creep buckling and post buckling behaviors of stainless steel tube columns under external pressure at extremely high temperatures Byeongnam Jo, Koji Okamoto and Naoto KASAHARA	ASME 2016 Pressure Vessels and Piping Conference	2016年
61	エルボ配管における熱成層界面に起因する熱応力発生メカニズムに関する研究 栗林 大，久永 晃司，鈴木 正昭，佐藤 拓哉，笠原 直人	日本機械学会2016年度年次大会	2016年
62	破損モードを考慮したベストエスティメートに基づくフラジリティ評価の必要性 笠原直人	JASMiRT 第1回ワークショップ	2016年	JASMiRT 事務局
63	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策に関する研究開発, 笠原直人	文部科学省, 原子力システム研究開発事業平成27年度成果報告会,	2016年	日本溶接協会
64	延性破壊－局部破損メカニズムを説明する破壊曲面の提案 窪田 穣穂，小木曽 慎，佐藤拓哉，笠原 直人	日本機械学会2016年度年次大会	2016年	日本機会学会
65	配管合流部における流体温度変動のCFD解析結果に及ぼす解析パラメータの影響評価 銭 紹祥，金丸 伸一郎，笠原 直人	日本機械学会2016年度年次大会	2016年
66	「極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (18) 信頼性に基づく限界強度評価」 鈴木正昭、笠原直人	日本原子力学会 春の年次大会	2016年	日本原子力学会
67	OS0614-144 炭素鋼の繰返し塑性構成式と配管構造物ベンチマーク解析	M&M材料力学カンファレンス	2015年11月21日	一般社団法人日本機械学会
68	OS0603-352 極限荷重下の原子炉構造物の破損モードマップに関する検討	M&M材料力学カンファレンス	2015年11月21日	一般社団法人日本機械学会
69	OS0611-460 過大地震時のエルボ配管破壊モードに関する考察	M&M材料力学カンファレンス	2015年11月21日	一般社団法人日本機械学会
70	OS0601-300 マルチフィジックス解析による荷重と強度の一貫評価	M&M材料力学カンファレンス	2015年11月21日	一般社団法人日本機械学会
71	OS0612-266 地震荷重によって発生する構造物の進行性変形に関する研究	M&M材料力学カンファレンス	2015年11月21日	一般社団法人日本機械学会
72	G0300704 3軸応力度を考慮した局部破損メカニズムに関する研究	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2015年09月13日	一般社団法人日本機械学会
73	J0310401 熱成層界面ゆらぎに対する周波数応答関数を用いた熱疲労損傷評価法の開発	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2015年09月13日	一般社団法人日本機械学会
74	新型炉創造のための思考法と設計法の教育	エネルギーレビュー	2015年09月	エネルギーレビューセンター
75	304 鉛配管を用いた振動荷重による崩壊モード実現の試み	機械力学・計測制御講演論文集	2015年08月25日	一般社団法人日本機械学会
76	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))	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年06月07日	一般社団法人日本機械学会
77	もんじゅを利用した研究の構想 : 日本の高速炉開発の前進に向けて	Atomoσ : journal of the Atomic Energy Society of Japan = アトモス : 日本原子力学会誌	2015年06月	日本原子力学会
78	ICONE23-1712 SENSITIVITY ANALYSIS OF THE BWR PASSIVE DEPRESSURIZATION SYSTEM UNDER SEVERE ACCIDENT CONDITIONS	Proceedings of the ... International Conference on Nuclear Engineering. Book of abstracts : ICONE	2015年05月17日	一般社団法人日本機械学会
79	ICONE23-1904 INVESTIGATION OF FAILURE MODES OF NUCLEAR COMPONENTS UNDER SEVERE ACCIDENTS AND EARTHQUAKES	Proceedings of the ... International Conference on Nuclear Engineering. Book of abstracts : ICONE	2015年05月17日	一般社団法人日本機械学会
80	極限荷重下の原子炉構造物の破損モードマップに関する検討	機械学会	2015年
81	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (1)全体計画、笠原直人, 中村いずみ, 町田秀夫, 中村均	原子力学会	2015年
82	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (3)極限荷重下の破損メカニズム解明のための解析的検討、小川博志 嘉村明彦 町田秀夫 笠原直人	原子力学会	2015年
83	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (5)炭素鋼構成式と配管要素の非弾性解析、岩田耕司，唐木田泰久，金伝栄，中村均, 笠原直人	原子力学会	2015年
84	福島原発事故から学ぶ「工学としての安全研究」	みらいぶプラス	2015年
85	原子力発電所のシステム安全評価のためのレジリエンス指標の提案、出町 和之 鈴木 正昭 村上 健太 糸井 達哉 笠原直人 宮野 廣 中村 隆夫 荒井 滋喜 釜谷 冒幸 山口篤憲 松本冒昭	原子力学会	2015年
86	時系列データ解析手法を用いた動的機器異常診断手法の提案と検証 稲留 奈緒子 堀籠 達也 出町 和之 笠原 直人	原子力学会	2015年
87	鉛配管を用いた振動荷重による崩壊モード実現の試み 中村いずみ、笠原直人	機械学会	2015年
88	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (7) 地震荷重によって発生する機器・構造物の進行性変形機構に関する研究 桂 也真人、國府田敏明、Bari Md Abdullah Al、出町和之、佐藤拓哉、笠原直人	原子力学会	2015年
89	疲労損傷評価のための荷重と強度の一貫評価 笠原直人 鈴木正昭	保全学会	2015年
90	熱成層界面ゆらぎに対する熱応力評価法と疲労損傷評価法の開発	保全学会	2015年
91	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策(2)強振動荷重下における平板の破損現象の観察、桂也真人、国府田敏明、堀込達也、出町和之、笠原直人	原子力学会	2015年
92	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策(9) 原子炉圧力容器の破損モードマップに関する検討 小川博志、町田秀夫、笠原直人	原子力学会	2015年
93	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (10) 炭素鋼配管系の大変形弾塑性動的解析 唐木田泰久、岩田耕司、金伝栄、笠原直人	原子力学会	2015年
94	熱成層界面ゆらぎに対する熱応力評価法と疲労損傷評価法の開発 栗林、早田、鈴木、笠原	保全学会	2015年
95	地震荷重によって発生する構造物の進行性変形に関する研究 桂 也真人、國府田敏明、Bari Md Abdullah Al、出町和之、佐藤拓哉、笠原直人	機械学会	2015年
96	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (4)局部破損に対する構造不連続部の影響検討、嘉村明彦 小川博志 町田秀夫 笠原直人	原子力学会	2015年
97	An Experimental Investigation on Failure Modes of Piping Components under Excessive Seismic Load,	SMiRT23	2015年
98	過大地震時のエルボ配管破壊モードに関する考察 中村いずみ、笠原直人	機械学会	2015年
99	極限荷重下の原子炉構造物の破損モードマップに関する検討 小川博志、町田秀夫、笠原直人	機械学会	2015年
100	マルチフィジックス解析による荷重と強度の一貫評価の必要性、笠原直人、鈴木正昭	機械学会	2015年
101	炭素鋼の繰返し塑性構成式と配管構造物ベンチマーク解析、岩田耕司、唐木田泰久、金伝栄、笠原直人	機械学会	2015年
102	3軸応力度を考慮した局部破損メカニズムに関する研究 窪田、佐藤、笠原	機械学会	2015年
103	熱成層界面ゆらぎに対する周波数応答関数に基づく熱疲労損傷評価法の開発 栗林、早田、鈴木、笠原	機械学会	2015年
104	機械学習を用いた危険行動検知手法の開発 川崎 祐典、出町 和之、笠原 直人	保全学会	2015年
105	Failure modes investigation of pipe structure under excessive seismic loading, Md Abdullah Al BARI, Toshiaki KOKUFUDA, Yamato KATSURA, Naoto KASAHARA, Kazuyuki DEMACHI, Takuya SATO	Japan Society of Maintenology	2015年
106	システム安全評価のためのレジリエンス指標の適用性に関する基礎的検討 鈴木正昭、出町和之、村上健太、糸井達哉、笠原直人、宮野廣、中村隆夫、荒井滋喜、釜谷昌幸、山口篤憲、松本昌昭	保全学会	2015年
107	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (11) 過大地震荷重下の配管疲労強度の信頼性評価 鈴木正昭、笠原直人	原子力学会	2015年
108	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (8) 外圧座屈及び座屈後挙動に関する研究 Jo Byeongnam、岡本孝司、笠原直人	原子力学会	2015年
109	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策(6) 模擬材料を使用した破損実験と解析技術の提案 笠原直人、出町和之、鈴木正昭、佐藤拓哉、中村いずみ、岩田耕司	原子力学会	2015年
110	T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― 歌野原陽一,中村 晶,三好弘二,笠原 直人	機械学会	2015年
111	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (1)全体計画 笠原直人, 中村いずみ, 町田秀夫, 中村均	原子力学会	2015年
112	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策(2)強振動荷重下における平板の破損現象の観察 桂也真人、国府田敏明、堀込達也、出町和之、笠原直人	原子力学会	2015年
113	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (3)極限荷重下の破損メカニズム解明のための解析的検討 小川博志 嘉村明彦 町田秀夫 笠原直人	原子力学会	2015年
114	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (4)局部破損に対する構造不連続部の影響検討 嘉村明彦 小川博志 町田秀夫 笠原直人	原子力学会	2015年
115	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (5)炭素鋼構成式と配管要素の非弾性解析 岩田耕司，唐木田泰久，金伝栄，中村均, 笠原直人	原子力学会	2015年
116	時系列データ解析手法を用いた動的機器異常診断手法の提案と検証、稲留 奈緒子 堀籠 達也 出町 和之 笠原 直人	原子力学会	2015年
117	鉛配管を用いた振動荷重による崩壊モード実現の試み、中村いずみ、笠原直人	機械学会	2015年
118	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策(9) 原子炉圧力容器の破損モードマップに関する検討	原子力学会	2015年
119	T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―、歌野原陽一,中村 晶,三好弘二,笠原 直人	機械学会	2015年
120	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (6) 模擬材料を使用した破損実験と解析技術の提案、笠原直人、出町和之、鈴木正昭、佐藤拓哉、中村いずみ、岩田耕司	原子力学会	2015年
121	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (7) 地震荷重によって発生する機器・構造物の進行性変形機構に関する研究、桂 也真人、國府田敏明、Bari Md Abdullah Al、出町和之、佐藤拓哉、笠原直人	原子力学会	2015年
122	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (8) 外圧座屈及び座屈後挙動に関する研究、	原子力学会	2015年
123	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (10) 炭素鋼配管系の大変形弾塑性動的解析	原子力学会	2015年
124	極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策 (11) 過大地震荷重下の配管疲労強度の信頼性評価、	原子力学会	2015年
125	システム安全評価のためのレジリエンス指標の適用性に関する基礎的検討	保全学会	2015年
126	Failure modes investigation of pipe structure under excessive seismic loading	Japan Society of Maintenology	2015年
127	疲労損傷評価のための荷重と強度の一貫評価	保全学会	2015年
128	機械学習を用いた危険行動検知手法の開発	保全学会	2015年
129	熱成層界面ゆらぎに対する周波数応答関数に基づく熱疲労損傷評価法の開発	機械学会	2015年
130	3軸応力度を考慮した局部破損メカニズムに関する研究	機械学会	2015年
131	地震荷重によって発生する構造物の進行性変形に関する研究	機械学会	2015年
132	炭素鋼の繰返し塑性構成式と配管構造物ベンチマーク解析	機械学会	2015年
133	マルチフィジックス解析による荷重と強度の一貫評価の必要性	機械学会	2015年
134	過大地震時のエルボ配管破壊モードに関する考察	機械学会	2015年
135	FBRプラント設計教育用トータルシミュレーションコードの開発	計算力学講演会講演論文集	2014年11月22日	一般社団法人日本機械学会
136	J0560201 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 疲労強度に及ぼす多軸予負荷の影響([J056-02]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(2))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014年09月07日	一般社団法人日本機械学会
137	J0560102 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : (13)熱荷重条件と破損確率の関係([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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014年09月07日	一般社団法人日本機械学会
138	J0560103 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : (14)合流部温度変動のLES解析による予測性評価([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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014年09月07日	一般社団法人日本機械学会
139	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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014年09月07日	一般社団法人日本機械学会
140	J0560101 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : (12)配管熱疲労に関する実用的な信頼性評価法に関する研究([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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014年09月07日	一般社団法人日本機械学会
141	J0560101 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : (12)配管熱疲労に関する実用的な信頼性評価法に関する研究([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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014年09月07日	一般社団法人日本機械学会
142	J0560202 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究(18) : 微小き裂に対する破壊力学的伝ぱ則の適用性の検討([J056-02]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(2))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014年09月07日	一般社団法人日本機械学会
143	J0560105 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : (16)熱成層界面ゆらぎの変動特性が熱応力応答に及ぼす影響([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))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2014年09月07日	一般社団法人日本機械学会
144	(4)極限マルチフィジクス環境における液体ロケットエンジンの破損メカニズムの解明 : 燃焼室スロートの残留変形(論文,日本機械学会賞〔2013年度(平成25年度)審査経過報告〕)	日本機械学會誌	2014年05月05日	一般社団法人日本機械学会
145	D-12-53 動画予測手法を用いた状態監視システムの開発(D-12.パターン認識・メディア理解B(コンピュータビジョンとコンピュータグラフィックス),一般セッション)	電子情報通信学会総合大会講演論文集	2014年03月04日	一般社団法人電子情報通信学会
146	構造健全性確保の考え方 : 筋肉質の社会をつくる	溶接技術 : 社団法人日本溶接協会誌	2014年02月	産報出版
147	Quantitative rocket chamber life prediction based on multi-physics simulation,	COMPSAFE	2014年
148	Development and applicability evaluation of frequency response function of Structures to fluctuations of thermal stratification,	JSM , ICMST2014,	2014年
149	オーステナイト系ステンレス鋼の繰り返し硬化特性回復に関するメカニズム解明および熱ラチェット現象に対する影響評価、前田淳、笠原直人、岡島智	原子力学会	2014年
150	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 ─(12) 配管熱疲労に関する実用的な信頼性評価法に関する研究、鈴木正昭,笠原直人	機械学会	2014年
151	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 ─(15) 流体・構造熱連成解析による管壁温度変動の予測─ 中村晶,歌野原陽一,三好弘二,笠原直人	機械学会	2014年
152	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究─(16) 熱成層界面ゆらぎの変動特性が熱応力応答に及ぼす影響─ 早田 浩平，鈴木 正昭，笠原 直人	機械学会	2014年
153	Propose of passive depressurization systems for boiling water reactors, Maolong Liu* Koji Okamoto Naoto Kasahara	原子力学会	2014年
154	Study on equivalent stress to control average inelastic behavior of perforated plates, Kultayev Yeldos, Kasahara Naoto	原子力学会	2014年
155	FBRプラント設計教育用トータルシミュレーションコードの開発 笠原直人、高橋忠男	機械学会	2014年
156	Numerical Simulation of Long-period Fluid Temperature Fluctuation Downstream from a Mixing Tee,	NUTHOS-10,	2014年
157	重錘付きエルボ配管の弾塑性振動応答挙動 中村いずみ、笠原直人	日本地震工学会	2014年
158	Recent research progress of piping thermal fatigue evaluation methods, J	JSM , ICMST2014,	2014年
159	FBRプラント設計教育用トータルシミュレーションコードの開発、笠原直人、高橋忠男	機械学会	2014年
160	重錘付きエルボ配管の弾塑性振動応答挙動、中村いずみ、笠原直人	日本地震工学会	2014年
161	教育用FBRプラント設計プログラム FP-Designによる設計例、笠原直人, 高橋忠男	原子力学会	2014年
162	高低温流体の境界の空間変動に対する熱応力の応答に関する研究、早田浩平, 笠原直人	原子力学会	2014年
163	弾性解析に基づく円筒容器の熱ラチェットひずみ予測法の開発 國府田敏明 笠原直人	原子力学会	2014年
164	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 ─(17) 疲労強度に及ぼす多軸予負荷の影響─ 伊藤隆基,森下高弘,大菅一毅,笠原直人	機械学会	2014年
165	Reliability-based thermal fatigue evaluation method against random fluid temperature fluctuation,	JSM, ICMST2014	2014年
166	Piping Thermal fatigue evaluation with consideration of stress frequency response to fluid temperature,	ASINCO-	2014年
167	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 ─(18) 微小き裂に対する破壊力学的伝ぱ則の適用性の検討─ 岡崎正和,笠原 直人	機械学会	2014年
168	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 ─(14) 合流部温度変動の LES 解析による予測性評価─ 中村均,唐木田泰久,川原仁志,笠原直人	機械学会	2014年
169	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 ─(13) 熱荷重条件と破損確率の関係─ 岡本年樹,町田秀夫,笠原直人,鈴木正昭	機械学会	2014年
170	弾性解析に基づく円筒容器の熱ラチェットひずみ予測法の開発、國府田敏明 笠原直人	原子力学会	2014年
171	OS1510 改良9Cr-1Mo鋼構造物の繰返し熱過渡強度試験とクリープ疲労強度評価	M&M材料力学カンファレンス	2013年10月12日	一般社団法人日本機械学会
172	GS38 液体ロケットエンジン外筒付き燃焼室の破損メカニズムの解明 : 上段エンジンのき裂発生メカニズム	M&M材料力学カンファレンス	2013年10月12日	一般社団法人日本機械学会
173	OS1418 円筒容器の応力再配分と熱ラチェット現象の基本メカニズムに関する研究	M&M材料力学カンファレンス	2013年10月12日	一般社団法人日本機械学会
174	J032012 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 合流部温度変動のCFD解析による予測性評価([J032-01]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(1))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013年09月08日	一般社団法人日本機械学会
175	J032013 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 閉塞分岐管滞留部で起こる熱成層化現象のCFD解析([J032-01]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(1))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013年09月08日	一般社団法人日本機械学会
176	J032022 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 高温高サイクル疲労き裂進展下限界と履歴依存([J032-02]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(2))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013年09月08日	一般社団法人日本機械学会
177	J032033 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 配管熱疲労に関する等価応力振幅を用いた信頼性評価手法([J032-03]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(3))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013年09月08日	一般社団法人日本機械学会
178	J032021 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 熱荷重を評価するための流体と構造の温度変動の高精度なCFD解析手法([J032-02]エネルギープラント安全に向けた構造/熱流体/材料の達成問題(2))	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013年09月08日	一般社団法人日本機械学会
179	K03100 流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 : 全体計画(【K03100】材料力学部門,動力エネルギーシステム部門,産業・化学機械と安全部門,標準・規格センター企画,基調講演)	年次大会 : Mechanical Engineering Congress, Japan	2013年09月08日	一般社団法人日本機械学会
180	D221 T字配管合流部に生じる温度変動のLESによる評価 : 計算格子と上流境界条件の影響評価(OS6 保全・設備診断技術(6))	動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム	2013年06月19日	一般社団法人日本機械学会
181	東大における新しい原子力教育研究プログラム (特集 原子力人材育成とは : 具体的な戦略の組み立てが必要)	エネルギーレビュー	2013年05月	エネルギーレビューセンター
182	高温構造物の応力再配分と熱ラチェット現象の基本メカニズムに関する研究 國府田 敏明、笠原直人	原子力学会	2013年
183	温度成層界面ゆらぎにより発生する熱応力の周波数応答に関する研究 水谷崇人、ダビッドフォウントヴィエス、笠原直人	保全学会	2013年
184	Guidelines of elevated temperature structural design methods to realize compact reactor vessels	IAEA,	2013年
185	教育用FBRプラント設計プログラム FP-Designの開発	日本原子力学会 年会・大会予稿集	2013年	一般社団法人 日本原子力学会
186	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 -温度成層界面ゆらぎに対する円筒の熱応力応答に関する研究-, 水谷崇人，鈴木正昭，笠原直人	機械学会	2013年
187	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 -合流部温度変動のCFD 解析による予測性評価- 中村均，川原仁志，李竧，笠原直人	機械学会	2013年
188	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究-閉塞分岐管滞留部で起こる熱成層化現象のCFD解析-,	保全学会	2013年
189	温度変動による配管熱疲労に関する研究-配管熱疲労に関する等価応力振幅を用いた信頼性評価手法	機械学会	2013年
190	熱疲労評価のための高低温流体合流部における流体と構造の温度変動のLES解析 銭 紹祥、金丸伸一郎、笠原直人	化学工学会	2013年
191	配管合流部の熱ストライピングのCFD解析における精度管理 中村均，川原仁志，李鉑，笠原直人	計算工学会	2013年
192	T字配管合流部に生じる温度変動のLESによる評価 ―計算格子と上流境界条件の影響評価― 歌野原 陽一、中村 晶、三好 弘二、笠原 直人	機会学会	2013年
193	高温疲労き裂進展の下限界値と応力比/き裂面ウエーク/負荷履歴依存性 岡崎 正和、 岩崎 亮、笠原 直人	保全学会	2013年
194	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 -閉塞分岐管滞留部で起こる熱成層化現象のCFD解析- 石川慶拓，奥田幸彦，笠原直人	機械学会	2013年
195	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 -熱荷重を評価するための流体と構造の温度変動の高精度なCFD解析手法- 銭紹祥，金丸伸一郎，笠原直人	機械学会	2013年
196	高温構造物の応力再配分と熱ラチェット現象の基本メカニズムに関する研究 國府田 敏明、笠原直人	機械学会	2013年
197	改良9CR-1MO鋼構造物の繰返し熱過渡強度試験とクリープ疲労強度評価 安藤勝訓，長谷部真一，小林澄男，笠原直人，豊吉晃，大前隆広，江沼康弘	機械学会	2013年
198	Development of structural design guidelines for fast reactor plants,Naoto Kasahara	6th Joint International Symposium on Nuclear Science and Technology	2013年
199	温度成層界面ゆらぎにより発生する熱応力の周波数応答に関する研究	保全学会	2013年
200	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 -高温高サイクル疲労き裂進展下限界と履歴依存- 岡崎正和，岩崎亮，笠原直人	機械学会	2013年
201	流体温度変動による配管熱疲労に関する研究 -配管熱疲労に関する等価応力振幅を用いた信頼性評価手法 - 鈴木隆史，笠原直人	機械学会	2013年
202	液体ロケットエンジン外筒付き燃焼室の破損メカニズムの解明（上段エンジンのき裂発生メカニズム） 西元美希，根岸秀世，小椋光治，砂川英生，吉村忍，笠原直人，秋葉博	機械学会	2013年
203	配管系の熱疲労評価技術の開発 笠原直人、岡崎正和、伊藤隆基、中村晶、釜谷昌幸、奥田幸彦、中村均、町田秀夫、松本昌昭	保全学会	2013年
204	教育用FBRプラント設計プログラム FP-Designの活用 笠原直人、高橋忠男	原子力学会	2013年
205	103 配管の熱疲労評価法の高度化を目的とした配管合流部の温度変動の数値解析(OS1-1.数値シミュレーションの原子力への応用(1),OS・一般セッション講演)	計算力学講演会講演論文集	2012年10月06日	一般社団法人日本機械学会
206	OS0506 オーステナイト系ステンレス鋼の繰り返し硬化特性回復に対する物理メカニズムの解明	M&M材料力学カンファレンス	2012年09月22日	一般社団法人日本機械学会
207	東京電力福島原子力発電所事故から学ぶ安全維持に必要な態度について	日本機械学會誌 = Journal of the Society of Mechanical Engineers	2012年05月05日	一般社団法人日本機械学会
208	The 8th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components Preface	INTERNATIONAL JOURNAL OF PRESSURE VESSELS AND PIPING	2012年01月
209	T字配管合流部に生じる温度変動の数値解析による評価―LES Dynamicによる格子影響評価―、歌野原 陽一,中村 晶,三好 弘二,笠原 直人	保全学会	2012年
210	SIMULATION OF THERMAL STRIPING AT T-JUNCTION PIPE USING LES WITH MODEL PARAMETERS AND TEMPERATURE DIFFUSION SCHEMES,	IAEA,	2012年
211	Evaluation on Double-wall-tube Residual Stress Distribution of Sodium-heated Steam Generator by Neutron Diffraction and Numerical Analysis	ANS,	2012年
212	高温疲労き裂進展下限値と負荷履歴依存 岡崎正和、岩崎亮、笠原直人	保全学会	2012年
213	配管合流部の熱ストライピングのCFD解析における精度管理 中村 均, 川原 仁志, 李 京奉, 鈴木 正昭, 銭 紹祥, 笠原 直人	計算工学会	2012年
214	高経年化技術評価の高度化 －配管系の熱疲労評価 － 笠原直人、伊藤隆基、岡崎正和、奥田幸彦、釜谷昌幸、中村晶、中村均、町田秀夫	保全学会	2012年
215	The latest investigation and activities of Fukushima's accident, ASINCO-9, Special Issues for Fukushima accidents,	ASINCO	2012年
216	正三角形配列円孔板の応力再配分挙動に関する機構論的考察 池田翔, 佐藤雅一, 笠原直人	保全学会	2012年
217	T字型配管合流部の温度ゆらぎ現象に関する非定常流れ解析 石川慶拓、室伏 正、笠原直人	原子力学会	2012年
218	Development of Thermal Load and Fatigue Evaluation Methods Based on their Mechanism	IAEA ,	2012年
219	国際舞台で活躍出来る原子力グローバルリーダー教育プログラム 笠原直人	文部科学省	2012年
220	配管の熱疲労評価法の高度化を目的とした配管合流部の温度変動の数値解析 中村 晶,歌野原 陽一,三好 弘二,笠原 直人	機械学会	2012年
221	オーステナイト系ステンレス鋼の繰り返し硬化特性回復に対する物理メカニズムの解明 前田淳，笠原直人	機械学会	2012年
222	The 8th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components, Elsevier	International Journal of Pressure Vessel and Piping	2012年
223	Homogenised elasto-viscoplastic material modelling of thick perforated plates at high temperature, www.materialshightemp.co.uk,	MATERIALS AT HIGH TEMPERATURES	2012年
224	Frequency response analysis of stress induced by thermal stratification oscillation in a SFR vessel	日本原子力学会 年会・大会予稿集	2012年	一般社団法人 日本原子力学会
225	Influence of heat front on stress intensity factor induced by multidimensional temperature load in mixing-tee	日本原子力学会 年会・大会予稿集	2012年	一般社団法人 日本原子力学会
226	閉塞分岐配管の熱成層界面の変動により生じる応力発生機構の研究 楢原 由樹子, 松崎 大地, 室伏 正, 笠原 直人	保全学会	2012年
227	OS18-1-1 Thermal load and fatigue evaluation of nuclear piping	Abstracts of ATEM : International Conference on Advanced Technology in Experimental Mechanics : Asian Conference on Experimental Mechanics	2011年09月19日	一般社団法人日本機械学会
228	ICONE19-43497 Development on Thermal Transient Load Modeling Method of Fast Breeder Reactor	Proceedings of the ... International Conference on Nuclear Engineering. Book of abstracts : ICONE	2011年08月01日	一般社団法人日本機械学会
229	OS1506 三角形パターン多孔体の弾-粘塑性均質化挙動(OS15-2 マルチスケール解析,OS-15 微視構造を有する材料の変形と破壊)	M&M材料力学カンファレンス	2011年07月16日	一般社団法人日本機械学会
230	510 SUS316鋼の熱疲労寿命に及ぼす高サイクル熱疲労負荷の重畳効果(クリープ疲労・熱疲労,高温強度に影響する諸因子,オーガナイスドセッション2)	学術講演会講演論文集	2011年05月24日	社団法人日本材料学会
231	764 一方向多孔体の弾-粘塑性均質化解析(OS7-5 非線形力学,OS7 先進材料および構造の力学特性評価)	東海支部総会講演会講演論文集	2011年03月01日	一般社団法人日本機械学会
232	Detection Capability and Operation Patterns of a Selector-Valve Failed-Fuel Detection and Location System for Large Sodium-cooled Reactors	Proceedings of ICAPP 2011,	2011年
233	Reliability analysis of a mixing tee considering fluid and structural uncertainties to prevent fatigue failure *Louis CHIHARA, Naoto Kasahara	日本原子力学会	2011年
234	構造物の応力再配分挙動に関する機構論的研究 (1) 弾性核に着目した応力再配分メカニズムの考察 佐藤雅一, 笠原直人, 菊池紘樹	日本原子力学会	2011年
235	一方向多孔体の弾‐粘塑性挙動の均質化解析 池之谷和孝、大野信忠、笠原直人	機械学会	2011年
236	セル状一方向多孔体の均質化解析とマクロ材料モデリング 池之谷和孝、大野信忠、笠原直人	日本材料学会	2011年
237	き裂伝播を基にしたSUS316鋼の高サイクル熱疲労破損の検討 岡崎正和、沢田拓也、笠原直人、釜谷昌幸	JCOSSAR 2011 論文集	2011年
238	エルボ部を有した閉塞分岐管内に生じる熱成層界面に関する非定常数値解析 石川慶拓、池田 浩、室伏 正、笠原直人	JCOSSAR 2011 論文集	2011年
239	一方向多孔体の弾‐粘塑性均質化シミュレーション 池之谷和孝、大野信忠、笠原直人	計算工学会	2011年
240	Proposal of Thermal Transient Load Modeling Method of for Fast Breeder Reactors, I	IA-SMiRT,	2011年
241	Thermal Load Reduction System for Nuclear Reactor Vessel,	US Patent	2011年
242	高温長時間保持による316FR鋼の繰返し硬化回復限界調査 岡島智史、川崎信史、深堀拓也、菊地浩一、笠原直人	材料学会	2011年
243	SUS316鋼の熱疲労寿命に及ぼす高サイクル熱疲労負荷の重畳効果 岡崎正和、沢田拓也、笠原直人、釜谷昌幸	材料学会	2011年
244	三角形パターン多孔体の弾-粘塑性均質化挙動 池之谷和孝、大野信忠、笠原直人	機械学会	2011年
245	等価応力振幅を用いた配管熱疲労評価法による評価結果の比較 鈴木隆史、笠原直人	日本原子力学会	2011年
246	高速炉機器設計のための 非弾性解析に基づく評価手法の開発,	日本原子力学会	2011年
247	液体ロケットエンジン外筒付き燃焼室の破損メカニズムの解明（上段エンジン変形メカニズムの現象理解）西元 美希,山西 伸宏.吉村 忍,笠原 直人,秋葉 博,砂川 英生	日本航空宇宙学会	2011年
248	Development of Constitutive Models for Fast Reactor Design,	IA-SMiRT,	2011年
249	Thermal load and fatigue evaluation of nuclear piping Naoto KASAHARA	JSME-MMD	2011年
250	高速炉機器設計のための 非弾性解析に基づく評価手法の開発 笠原直人、月森和之、岩田耕司、川崎信史、岡島智	日本原子力学会	2011年
251	Study of the stress induced by thermal stratification phenomenon in a SFR vessel by frequency response analysis David Funtowiez, Naoto Kasahara		2011年
252	Development on Thermal Transient Load Modeling Method of Fast Breeder Reactor, J	JSME/ASME	2011年
253	セル状一方向多孔体の均質化解析とマクロ材料モデリング 池之谷和孝、大野信忠、笠原直人	計算工学会	2011年
254	510 SUS316鋼の熱疲労寿命に及ぼす高サイクル熱疲労負荷の重畳効果(クリープ疲労・熱疲労,高温強度に影響する諸因子,オーガナイスドセッション2)	学術講演会講演論文集	2011年	日本材料学会
255	1128 液面部模擬試験による中間保持クリープ疲労評価法の検証(OS11-7 材料の疲労挙動と損傷評価-疲労損傷・寿命予測-)	M&M材料力学カンファレンス	2010年10月09日	一般社団法人日本機械学会
256	1011 配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究 : (3)熱応力と疲労強度評価に関する研究課題の設定(OS10-3 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-熱疲労-)	M&M材料力学カンファレンス	2010年10月09日	一般社団法人日本機械学会
257	018 高速炉機器設計のための非弾性解析に基づく評価手法の開発 : (2)推奨構成モデルの概要(GS3-1 一般セッション)	M&M材料力学カンファレンス	2010年10月09日	一般社団法人日本機械学会
258	1010 配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究 : (2)熱荷重の評価のための流体温度変動の熱流動ベンチマーク解析(OS10-3 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-熱疲労-)	M&M材料力学カンファレンス	2010年10月09日	一般社団法人日本機械学会
259	1009 配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究 : (1)知識ベース構築と評価手法の高度化のための研究計画(OS10-3 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-熱疲労-)	M&M材料力学カンファレンス	2010年10月09日	一般社団法人日本機械学会
260	020 高速炉機器設計のための非弾性解析に基づく評価手法の開発 : (4)高速炉機器設計への試適用(GS3-1 一般セッション)	M&M材料力学カンファレンス	2010年10月09日	一般社団法人日本機械学会
261	1012 配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究 : (4)支配因子に基づく合理的高サイクル熱疲労評価の枠組み(OS10-3 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-熱疲労-)	M&M材料力学カンファレンス	2010年10月09日	一般社団法人日本機械学会
262	017 高速炉機器設計のための非弾性解析に基づく評価手法の開発 : (1)非弾性設計解析に関するガイドライン(GS3-1 一般セッション)	M&M材料力学カンファレンス	2010年10月09日	一般社団法人日本機械学会
263	F112 ナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器の開発 : スリット部のサンプリング手法開発(OS7 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル・バックエンド),動力エネルギーシステム部門20周年,次の20年への新展開)	動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム	2010年06月20日	一般社団法人日本機械学会
264	高速炉機器設計のための非弾性解析に基づく評価手法の開発（１）非弾性設計解析に関するガイドライン 月森和之,岩田耕司,川崎信史,笠原直人	機械学会	2010年
265	原子炉容器の高温構造設計評価技術 及び破損燃料位置検出器の開発 日本原子力研究開発機構 三菱FBRシステムズ株式会社	JST	2010年
266	配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究(1) 知識ベース構築と評価手法の高度化のための研究計画 笠原、中村、岡崎、釜谷	機械学会	2010年
267	配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究(2) 熱荷重の評価のための流体温度変動の熱流動ベンチマーク解析 中村，室伏，池田，銭紹，田中	機械学会	2010年
268	配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究(4) 知識ベース構築と評価手法の高度化のための研究計画 笠原、中村、岡崎、釜谷	機械学会	2010年
269	配管の熱疲労評価法の高度化に関する研究(3) 熱荷重の評価のための流体温度変動の熱流動ベンチマーク解析 中村，室伏，池田，銭紹，田中	機械学会	2010年
270	Endurance Under-Sodium Experiment of Selector-Valve for Failed Fuel Detection and Location System in Sodium-Cooled Large Reactor	ICAP	2010年
271	高速炉原子炉容器の熱荷重設定法の開発 その１： 熱荷重設定法と手法開発の意義 佐藤 健一郎、徐 陽、佐藤 充、神島 吉郎、笠原 直人	原子力学会	2010年
272	Thermal Stress Evaluation under Multidimensional Fluid Temperature Fluctuation Cristian Santiago Perez Torres and, Naoto Kasahara	原子力学会	2010年
273	高速炉原子炉容器の熱荷重設定法の開発その2： 実験計画法を用いた手法の開発及び原子炉容器への適用 徐 陽、佐藤 健一郎、神島 吉郎、笠原 直人	原子力学会	2010年
274	Na冷却大型炉に適合するセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器の開発 -（1）検出性能及び運用方法の検討- 藤田薫、相澤康介、上出英樹、笠原直人	原子力学会	2010年
275	Na冷却大型炉に適合するセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器の開発 -（2）検出性能及び運用方法の検討- 藤田薫、相澤康介、上出英樹、笠原直人	原子力学会	2010年
276	第8回の原子力機器健全性に関する国際ワークショップ	ASINCO8	2010年
277	BENCHMARK SIMULATION OF TEMPERTURE FLUCTUATION USING CFD FOR THE EVALUATION OF THE THERMAL LOAD IN A T-JUNCTION PIPE,	NTHAS	2010年
278	OS0733 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その5:ラチェットひずみの316FR疲労強度への影響(構造用材料の疲労挙動と寿命評価,オーガナイズドセッション)	M&M材料力学カンファレンス	2009年07月24日	一般社団法人日本機械学会
279	OS1408 構造物中のひずみ集中現象に関する機構論モデルの研究(エネルギー機器の経年変化に関する健全性評価,オーガナイズドセッション)	M&M材料力学カンファレンス	2009年07月24日	一般社団法人日本機械学会
280	構造物中のひずみ集中現象に関する機構論モデルの研究 前田淳、笠原直人	機械学会	2009年
281	S0301-6-5 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その2 : 中間保持クリープ疲労評価法(溶接継手と疲労評価法)	年次大会講演論文集	2009年	一般社団法人日本機械学会
282	Development of elevated temperature structural design methods to realize compact reactor vessels,	IAEA	2009年
283	Intermediate dwell creep-fatigue strength：uni-axial and structural strength,	IA-SMiRT	2009年
284	高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 （その５：ラチェットひずみの316FR疲労強度への影響） 岡島智史、川崎 信史、伊達 新吾、菊地 浩一、磯部 展宏、笠原 直人	機械学会	2009年
285	ナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器の開発 相澤康介、藤村研、平田慎吾、笠原直人	原子力学会	2009年
286	原子炉容器の高温構造設計評価技術 及び破損燃料位置検出器の開発 日本原子力研究開発機構 三菱FBRシステムズ株式会社	JST	2009年
287	Development of Constitutive Models for Fast Reactor Design：Target structure and its inelastic behavior, IA	IA-SMiRT	2009年
288	Random Fatigue Evaluation Method Based on PSD Characteristics,	NISA, GoNERI,	2009年
289	高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 （その４：ラチェットひずみの316FRクリープ疲労強度への影響） 川崎 信史、伊達 新吾、菊地 浩一、磯部 展宏、笠原 直人	機械学会	2009年
290	Experimental and analytical study of failed fuel detection and location system in JSFR, I	IAEA	2009年
291	OS0623 多孔板有効応力概念の管板構造設計への適用性評価(OS06-05 材料強度の発現機構,OS06 微視構造を有する材料の変形と破壊(3))	M&M材料力学カンファレンス	2008年09月16日	一般社団法人日本機械学会
292	F214 高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 : その1:強度評価法開発の考え方(FBR(2),OS-8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル(3),一般講演,地球温暖化防止と動力エネルギー技術)	動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム	2008年06月18日	一般社団法人日本機械学会
293	INVESTIGATION ON FLOW FIELD AROUND A SLIT OF UPPER INTERNAL STRUCTURE (UIS) IN A HIGHLY COMPACT VESSEL OF A SODIUM COOLED FAST REACTOR, NTHAS6		2008年
294	液面部模擬試験による中間保持クリープ疲労評価法の検証		2008年
295	高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発 －その１：強度評価法開発の考え方－ 川崎信史、永江勇二、加藤章一、笠原直人	機械学会	2008年
296	高速炉の蒸気発生器管板の構造設計評価 (1)応力発生機構に基づく応力低減形状の提案 安藤勝訓,高正英樹,川崎信史,笠原直人	原子力学会	2008年
297	多孔板有効応力概念の管板構造設計への適用性評価 笠原直人、高正英樹、川崎信史、安藤勝訓	機械学会	2008年
298	ナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器の開発 相澤康介、大嶋 淳、笠原直人	原子力学会	2008年
299	高速炉設計用構成モデルの開発 ―多直線応力反転リセット硬化モデル― 岩田 耕司、月森 和之、川崎 信史、笠原 直人、矢田 浩基	日本学術会議 第52回 日本学術会議材料工学連合講演会	2008年
300	356 不規則流体温度ゆらぎによる熱疲労損傷簡易評価指針(OS10-4 クリープ,耐震,疲労,OS10 エネルギー機器の経奪変化に関する健金性評価手法の開発とその適用(2))	M&M材料力学カンファレンス	2007年10月24日	一般社団法人日本機械学会
301	543 正三角形配列多孔板の有効応力(OS7-2 微視構造を有する材料の変形と破壊,OS7 微視構造を有する材料の変形と破壊)	M&M材料力学カンファレンス	2007年10月24日	一般社団法人日本機械学会
302	504 高温疲労試験におけるき裂の発生・進展・結合と荷重への影響(OS9-1 粘弾性・疲労・マイクロ,OS9 実験力学における新たな試み)	M&M材料力学カンファレンス	2007年10月24日	一般社団法人日本機械学会
303	2804 高速炉の直管型2重管蒸気発生器管板の熱応力評価 : (1)熱応力発生機構(S10-2 熱応力(2),S10 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2007年	一般社団法人日本機械学会
304	2807 高温での円孔板のき裂の発生と進展の観察(S10-2 熱応力(2),S10 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2007年	一般社団法人日本機械学会
305	不規則温度ゆらぎによる熱疲労損傷評価の簡便手法の開発 本田圭、酒井信介、泉聡志、岡島智史、笠原直人	材料学会	2007年
306	中性子回折法によるFBR蒸気発生器の伝熱管拡管力評価 鈴木裕士 町屋修太郎 秋庭義明 笠原直人 木曽原直之	原子力学会	2007年
307	高速炉の直管型２重管蒸気発生器管板の熱応力評価(1)熱応力発生機構 笠原直人、高正英樹、安藤勝訓	機械学会	2007年
308	高温での円孔板のき裂の発生と進展の観察 渡部 修,BUBPHACHOT Bopit,川崎 信史,笠原 直人	機械学会	2007年
309	正三角形配列多孔板の有効応力 笠原直人、高正英樹	機械学会	2007年
310	高温疲労試験におけるき裂の発生・進展・結合と荷重への影響 渡部 修,BUBPHACHOT Bopit,川崎 信史,笠原 直人	機械学会	2007年
311	不規則流体温度ゆらぎによる熱疲労損傷簡易評価指針 岡島智史、本田圭、酒井信介、泉聡志、大石邦央、笠原直人	機械学会	2007年
312	A general determination method of equivalent material properties for perforated plates, (2007)	IA-SMiRT,	2007年
313	Thermal fatigue evaluation method considering fluid-structure interaction against fluid temperature fluctuation, INSS, Proceedings of the International Symposium on Research for Aging Management of Light Water Reactors		2007年
314	直管2重管型蒸気発生器の設計研究(4)球形管板の熱過渡条件と構造設計手法の検討 柴本 宏, 笠原直人，木曽原，猪狩 敏秀, 高尾伸行, 大谷知未,	原子力学会	2006年
315	球形管板の非弾性応力ひずみ挙動と推定法 猪狩 敏秀, 高尾伸行, 大谷知未, 柴本 宏, 笠原直人	機械学会	2006年
316	応力再配分モデルに基づく有孔板の高温疲労強度評価 渡部 修,BUBPHACHOT Bopit,笠原 直人,川崎 信史	機械学会	2006年
317	発電用新型炉の高温構造設計手法と３次元免震技術の開発 井上和彦,柴本 宏,高橋健司,生玉真也,森下正樹,青砥紀身,笠原直人,浅山泰,北村誠司	原子力学会	2006年
318	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その13） －非弾性設計解析手法の開発とガイドライン化－ 柴本 宏,井上 和彦,高橋 由紀夫,中村 協正,笠原 直人,中山 康成	原子力学会	2006年
319	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その15） －構造モデル試験による非弾性設計解析ガイドラインの検証－渡辺大剛,中馬康晴,大谷知未,柴本 宏,井上 和彦,笠原 直人	原子力学会	2006年
320	2227 応力再配分モデルに基づく有孔板の高温疲労強度評価(S03-2 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション(2),S03 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	年次大会講演論文集	2006年	一般社団法人日本機械学会
321	サーマルストライピング現象に対する不規則疲労損傷簡易評価手法の適用性 岡島智史、酒井信介、泉 聡志、笠原直人,	原子力学会	2006年
322	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その14） －高精度非弾性解析モデルの開発－ 高橋 由紀夫,笠原 直人,柴本 宏,井上 和彦	原子力学会	2006年
323	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その16） －非弾性設計解析手法の開発とガイドライン化－ 藤又 和博,長島 英明,祐川 正之,柴本 宏,井上 和彦,笠原 直人	原子力学会	2006年
324	高速炉炉心支持構造の熱流動-構造統合評価 川崎信史、細貝広視、笠原直人	機械学会	2006年
325	4015 高速炉炉心支持構造における熱過渡応力の熱流動-構造統合解析(S25-3 構造解析,S25 材料・構造の非弾性挙動・高温強度・損傷評価)	年次大会講演論文集	2006年	一般社団法人日本機械学会
326	4014 球形管板の非弾性応力ひずみ挙動と推定法(S25-3 構造解析,S25 材料・構造の非弾性挙動・高温強度・損傷評価)	年次大会講演論文集	2006年	一般社団法人日本機械学会
327	508 等価中実板による解析のための多孔板の平均的弾塑性クリープ特性式(OS-5B 金属の変形と損傷,OS-5 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	計算力学講演会講演論文集	2005年11月17日	一般社団法人日本機械学会
328	510 有孔板の幾何形状が及ぼす高温疲労強度とクリープ疲労強度(OS-5B 金属の変形と損傷,OS-5 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	計算力学講演会講演論文集	2005年11月17日	一般社団法人日本機械学会
329	Design Criteria for Ratcheting Fatigue of 316FR Steel under Fast Reactor Conditions,	SMiRT18,	2005年
330	Recent Developments for Fast Reactor Structural Design Standard (FDS)	SMiRT18,	2005年
331	1438 熱応力のばらつきを実験計画法を用いて評価する強度設計法(S15-3 プラント機器構造物の強度評価,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2005年	一般社団法人日本機械学会
332	1437 円筒構造モデルを用いた熱ラチェット変形挙動の検討(S15-3 プラント機器構造物の強度評価,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2005年	一般社団法人日本機械学会
333	1430 不規則流体温度ゆらぎに対する熱応力の周波数応答特性の評価法(S15-1 流体温度揺らぎ下強度評価,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2005年	一般社団法人日本機械学会
334	1428 不規則流体温度ゆらぎに対する熱疲労損傷の直接評価手法(S15-1 流体温度揺らぎ下強度評価,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)	年次大会講演論文集	2005年	一般社団法人日本機械学会
335	1338 高速炉構造用316FR鋼の疲労寿命に及ぼすラチェットの影響に関する検討(S21-6 ステンレス鋼とチタン合金の疲労,S21 金属材料の疲労特性と破壊機構)	年次大会講演論文集	2005年	一般社団法人日本機械学会
336	1337 ラチェット疲労における微小き裂の成長挙動と寿命評価(S21-6 ステンレス鋼とチタン合金の疲労,S21 金属材料の疲労特性と破壊機構)	年次大会講演論文集	2005年	一般社団法人日本機械学会
337	410 不規則流体温度ゆらぎに対する熱疲労損傷の直接評価手法 : Tovoの手法の安全側損傷評価への適用限界調査(OS3-2 疲労,OS3 エネルギー構造機器の健全性評価と信頼性の高度化3)	材料力学部門講演会講演論文集	2005年	一般社団法人日本機械学会
338	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その11）－非弾性解析による設計評価のためのクリープ疲労損傷評価法－ 柴本 宏,長島英明,井上和彦,,中村協正,笠原直人	原子力学会	2005年
339	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その12）－評価断面を用いない１次応力分類法－ 長島英明,柴本 宏,井上和彦,笠原直人,定廣大輔	原子力学会	2005年
340	高速炉における高サイクル熱疲労に関する試験研究(2)ナトリウムを用いた周期20秒の正弦波温度変動熱疲労試験 長谷部慎一,小林澄男,川崎信史,笠原直人	原子力学会	2005年
341	3次元構造に対する1次応力評価手法の開発 定廣大輔,柴本 宏,笠原直人,井上和彦	機械学会	2005年
342	ラチェット変形下における316FR鋼の疲労強度に関する試験研究 後藤仁一郎,中村協正,柴本 宏,笠原直人,井上和彦,祐川正之	機械学会	2005年
343	不規則流体温度ゆらぎに対する熱応力の周波数応答特性の評価法 笠原直人,木村暢之,上出 英樹	機械学会	2005年
344	不規則流体温度ゆらぎに対する熱応力の周波数応答特性の評価法 岡島智史、酒井信介、泉 聡志、笠原直人,	機械学会	2005年
345	等価中実板による解析のための多孔板の平均的弾塑性クリープ特性式 笠原直人,高正英樹	機械学会	2005年
346	有孔板の幾何形状が及ぼす高温疲労強度とクリープ疲労強度 渡部 修、 BUBPHACHOT Bopit、笠原 直人、中村 協正	機械学会	2005年
347	流体温度ゆらぎによる高サイクル熱疲労の評価法と体系化の試み 笠原直人	日本保全学会	2005年
348	熱過渡応力スクリーニング法の開発 : Green関数法の応用(OS10b 大規模連成解析と関連話題)	計算力学講演会講演論文集	2004年11月17日	一般社団法人日本機械学会
349	構造物中の応力再配分軌跡を決定する機構(OS21a 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	計算力学講演会講演論文集	2004年11月17日	一般社団法人日本機械学会
350	球形管板の多孔構造のための簡易解析に基づく設計法の開発(OS11d 材料の組織・強度に関するマルチスケールアナリシス)	計算力学講演会講演論文集	2004年11月17日	一般社団法人日本機械学会
351	高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(6) : 周波数制御Na正弦波温度変動熱疲労試験における温度計測と寿命予測(技術OS2-4 解析・寿命評価,技術OS2 電力設備の健全性)	材料力学部門講演会講演論文集	2004年	一般社団法人日本機械学会
352	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その6）－直管型球形管板の３次元構造解析法の開発－ 高正英樹,柄谷和輝,笠原直人	原子力学会	2004年
353	熱過渡応力スクリーニング法の開発（Green関数法の応用） 古橋一郎,柴本 宏,笠原直人	機械学会	2004年
354	高速炉における高サイクル熱疲労に関する試験研究(1)ナトリウムを用いた正弦波温度変動熱疲労試験の試験計画 川崎信史,安藤昌教,長谷部慎一,小林澄男,笠原直人	原子力学会	2004年
355	3次元構造に対する1次応力評価手法の開発(G03-3 応力解析(1),G03 材料力学)	年次大会講演論文集	2004年	一般社団法人日本機械学会
356	ラチェット変形下における316FR鋼の疲労強度に関する試験研究(S14-6 き裂の進展挙動と破壊機構,S14 金属材料の疲労特性と破壊機構)	年次大会講演論文集	2004年	一般社団法人日本機械学会
357	パワースペクトル密度関数を用いた流体温度ゆらぎによる熱応力の評価法(S10-3 強度評価,S10 熱応力と強度評価)	年次大会講演論文集	2004年	一般社団法人日本機械学会
358	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その7）－ラチェット疲労試験－ 柴本宏, 田中良彦,井上和彦,中村協正,笠原直人,安藤昌教,祐川正之,後藤仁一郎	原子力学会	2004年
359	高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(6)周波数制御Na正弦波温度変動熱疲労試験における温度計測と寿命予測 川崎信史、高正英樹、長谷部 慎一、小林 澄男、笠原直人	機械学会	2004年
360	構造物中の応力再配分軌跡を決定する機構 古橋一郎,笠原直人	機械学会	2004年
361	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その８） －熱荷重設定に関する指針の開発－ 笠原直人,柴本 宏,井上 和彦,神保雅一	原子力学会	2004年
362	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その10）－非弾性解析のための負荷履歴設定法－ 柴本 宏,田中良彦,長島英明,井上和彦,笠原直人,大谷知未	原子力学会	2004年
363	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その9）－原子炉液面近傍模擬構造物モデル試験－ 長島英明,柴本 宏,井上和彦,笠原直人,中馬 康晴,大谷知未	原子力学会	2004年
364	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その5）－非弾性設計解析指針の開発－ 田中良彦,柴本宏,井上和彦,笠原直人,安藤昌教	原子力学会	2004年
365	非弾性解析による構造設計アプローチの検討(4)高温構造設計用非弾性解析手法の指針化検討 柴本 宏,長島英明,井上和彦,笠原直人,中村協正,大谷知未	機械学会	2004年
366	高速増殖炉の要素技術開発(2)－炉共通技術の開発－	サイクル機構	2004年
367	パワースペクトル密度関数を用いた流体温度ゆらぎによる熱応力の評価法 笠原直人,木村暢之,上出 英樹	機械学会	2004年
368	球形管板の多孔構造のための簡易解析に基づく設計法の開発 長島英明,柴本 宏,井上和彦,笠原直人,大谷知未	機械学会	2004年
369	Inelastic Analysis Method for Design assisted by Stress Redistribution Locus, ICPVT-10 pp131/137,	ICPVT	2003年
370	2215 高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(1) 研究の現状と計画の概要	年次大会講演論文集	2003年	一般社団法人日本機械学会
371	513 流体温度ゆらぎに対する接液構造物のき裂進展特性	材料力学部門講演会講演論文集	2003年	一般社団法人日本機械学会
372	高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(1) 研究の現状と計画の概要 笠原直人,上出 英樹,村松壽晴,五十嵐 実,長谷部慎一	機械学会	2003年
373	高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(4) 熱疲労Na試験装置の開発 長谷部慎一,小林澄男,安藤昌教,笠原直人	機械学会	2003年
374	高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究（５）熱疲労Na試験の予備解析評価 安藤昌教,長谷部慎一,小林澄男,笠原直人	機械学会	2003年
375	流体温度ゆらぎに対する接液構造物のき裂進展特性 笠原直人,古橋 一郎,高正英樹	機械学会	2003年
376	高速炉用次世代解析システムの研究開発（2）標準プラットフォームを利用した熱過渡応力シミュレーションコードPARTS.NETの試作 細貝広視,笠原直人	原子力学会	2003年
377	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その4） －クリープ設計域の合理的設定 柴本宏, 田中良彦,井上和彦,笠原直人,安藤昌教,祐川正之法－	原子力学会	2003年
378	実用化高速炉構造設計基準のための研究開発	サイクル機構	2003年
379	2218 高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(4) 熱疲労 Na 試験装置の開発	年次大会講演論文集	2003年	一般社団法人日本機械学会
380	Mitigation Method of Thermal Transient Stress by Thermal hydraulic-Structure Total Analysis	SMiRT	2003年
381	配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針 笠原直人	機械学会	2003年
382	Frequency Transfer Function from Fluid Temperature Fluctuations to Stress Intensity Factors	ASME	2003年
383	高速炉原子炉容器の非弾性解析解の構成式依存性に関する検討 安藤昌教、笠原直人	機械学会	2003年
384	527 高速炉原子炉容器の非弾性解析解の構成式依存性に関する検討	材料力学部門講演会講演論文集	2003年	一般社団法人日本機械学会
385	非弾性解析による構造設計アプローチの検討(3) 負荷履歴の影響に関する検討 田中良彦,笠原 直人	機械学会	2003年
386	実用高速炉構造設計基準のための技術開発（その１）－主要開発課題の設定－ 笠原直人,森下正樹,柴本宏, 田中良彦,井上和彦	原子力学会	2003年
387	2210 非弾性解析による構造設計アプローチの検討(3) 負荷履歴の影響に関する検討	年次大会講演論文集	2003年	一般社団法人日本機械学会
388	2219 高速炉における高サイクル熱疲労に関する研究(5) 熱疲労 Na 試験の予備解析評価	年次大会講演論文集	2003年	一般社団法人日本機械学会
389	522 熱過渡応力解析への Green 関数法の適用範囲の拡張	計算力学講演会講演論文集	2002年10月30日	一般社団法人日本機械学会
390	636 流体温度ゆらぎに対する応力拡大係数の周波数応答関数	計算力学講演会講演論文集	2002年10月30日	一般社団法人日本機械学会
391	熱過渡応力解析へのGreen関数法の適用範囲の拡張 笠原直人、古橋 一郎、陳富全、安藤 昌教	機械学会	2002年
392	第15回計算力学部門講演論文集	原子力学会	2002年
393	熱流動－構造統合解析による高速炉プラントの系統熱過渡荷重緩和法,		2002年
394	ASADA, CREEP-FATIGUE LIFE EVALATION BASED ON STRESS REDISTRIBUTION LOCUS (SRL) METHOD, JPV PVRC/EPERC/JPVRC Joint workshop	PV PVRC/EPERC/JPVRC Joint workshop 2002	2002年
395	Thermal fatigue evaluation of cylinders and plates subjected to fluid temperature fluctuation, EMAS, Proc.of Fatigue2002 pp1715/1722,	EMAS	2002年
396	多次元空間温度ゆらぎに対する熱応力の周波数応答関数、高正英樹、笠原直人	原子力学会	2002年
397	非弾性解析による設計アプローチの検討（２） 設計条件に応じた構成式の選定 笠原、島川、安藤	機械学会	2002年
398	流体温度の空間変動に対する熱応力の周波数応答関数 笠原、高正	機械学会	2002年
399	流体温度ゆらぎに対する応力拡大係数の周波数応答関数 笠原直人、古橋 一郎、陳富全、安藤 昌教	機械学会	2002年
400	応力再配分軌跡(SRL)法に基づくクリープ疲労寿命評価法 島川 貴司、渡部修、笠原直人、小林謙一、滝澤賢明、朝田誠治	機械学会	2002年
401	実用高速炉構造設計基準の開発課題 笠原、森下、堂崎、田中、柴本	機械学会	2002年
402	512 周波数特性に着目した流体温度ゆらぎによる熱疲労損傷の評価法	材料力学部門講演会講演論文集	2002年	一般社団法人日本機械学会
403	周波数特性に着目した流体温度ゆらぎによる熱疲労損傷の評価法 笠原直人、上出 英樹、五十嵐 実、細貝広視 高正英樹	機械学会	2002年
404	流体温度の空間変動に対する熱応力の周波数特性 高正英樹,笠原直人	原子力学会	2002年
405	実用化ナトリウム炉配管の構造解析（１）大形炉ホットレグ配管の熱膨張応力に対するパラメータ感度評価 古橋一郎、笠原直人	原子力学会	2002年
406	617 流体温度の空間変動に対する熱応力の周波数応答関数	年次大会講演論文集	2002年	一般社団法人日本機械学会
407	451 非弾性解析による設計アプローチの検討 (2) 設計条件に応じた構成式の選定	年次大会講演論文集	2002年	一般社団法人日本機械学会
408	2938 応力再配分軌跡 (SRL) 法に基づくクリープ疲労寿命評価法	年次大会講演論文集	2002年	一般社団法人日本機械学会
409	2929 実用高速炉構造設計基準の開発課題	年次大会講演論文集	2002年	一般社団法人日本機械学会
410	117 非弾性解析による設計アプローチの検討(OS12-2 非弾性解析)(OS12 材料の塑性挙動の構成式のモデル化とシミュレーション)	計算力学講演会講演論文集	2001年11月27日	一般社団法人日本機械学会
411	ホット/コールドスポット温度ゆらぎに対する接液構造物の周波数応答関数 笠原直人, 高正英樹	機械学会	2001年
412	K-0821 ホット/コールドスポット温度ゆらぎに対する接液構造物の周波数応答関数(S11-6 構造健全性評価(6))(S11 構造健全性評価)	年次大会講演論文集	2001年	一般社団法人日本機械学会
413	253 温度成層界面ゆらぎに対する接液構造物の周波数応答関数(GS-5 熱応力)	材料力学部門講演会講演論文集	2001年	一般社団法人日本機械学会
414	SA-12-3(006) Strain Concentration Mechanism during Stress Relaxation Process and its Prediction(Inelastic Modeling & Analysis 2) :		2001年	日本機械学会
415	構造物の応答特性に着目した熱過渡強度評価法（Ⅱ）温度周波数制御ナトリウム垂直噴流を受ける平板の温度試験解析 笠原直人	原子力学会	2001年
416	サーマルストライピングの熱流動に関する実験研究（Ⅰ）計画と全体概要 上出英樹、五十嵐実、村松壽晴、笠原直人	原子力学会	2001年
417	温度成層界面ゆらぎに対する接液構造物の周波数応答関数 笠原直人, 高正英樹	機械学会	2001年
418	統計的手法を用いた熱流動－構造統合設計手法の開発 神保雅一、井上正明、小川正則、笠原直人	原子力学会	2001年
419	非弾性解析による設計アプローチ 笠原直人,島川貴司,安藤昌教	機械学会	2001年
420	301 流体温度ゆらぎに対する接液構造物の周波数応答関数	計算力学講演会講演論文集	2000年11月27日	一般社団法人日本機械学会
421	極細炭素繊維の開発	機能材料	2000年04月	シ-エムシ-
422	流体温度ゆらぎに対する接液構造物の周波数応答関数 笠原直人	計算力学講演会	2000年
423	サーマルストライピングに対する解析的評価手法の実炉データによる検証	サイクル機構	2000年
424	弾性追従概念に基づく３次元構造物の応力分類 (1)孔空き平板の応力分類 笠原直人, 高正英樹	機械学会	1999年
425	構造物の応答特性に着目した熱過渡強度評価法（Ⅰ）正弦波温度ゆらぎに対する平板の応力応答特性 笠原直人、高正英樹、ヤクンパイ アピサラ	原子力学会	1999年
426	構造不連続部のひずみ集中挙動の支配因子と弾性追従係数による記述 (3)応力緩和中のひずみ集中に対する緩和時間の影響 笠原直人	機械学会	1999年
427	構造不連続部のひずみ集中挙動の支配因子と弾性追従係数による記述 (1)負荷形態の影響評価 笠原直人	機械学会	1998年
428	高速炉配管系におけるサーマルストライピングの評価（Ⅳ）～温度ゆらぎに対する配管強度評価と実炉データとの比較～ 笠原直人	原子力学会	1998年
429	高速炉配管系におけるサーマルストライピングの評価（Ⅱ）～温度ゆらぎによる配管熱応力の評価～ 笠原直人	原子力学会	1998年
430	円筒構造物試験データを用いたクリープ疲労評価法の検討 川崎信史、笠原直人	原子力学会	1998年
431	高温構造解析における簡易解析法の最近の動向	圧力技術	1998年	HIGH PRESSURE INSTITUTE OF JAPN(HPI)
432	Failure modes of elevated temperature structures due to cyclic thermal transients, OECD/NEA Workshop on utilization and reliability of high power accelerators, (1998)	OECD/NEA	1998年
433	構造不連続部のひずみ集中挙動の支配因子と弾性追従係数による記述 (2)材料特性の影響評価 笠原直人	機械学会	1998年
434	II. 原子力用構造物の巨視的/微視的損傷の計算力学的解析法の開発とその応用 II-2 繰返し有限要素法解析を用いた構造物非線形挙動の体系的評価法の開発	日本原子力学会誌 = Journal of the Atomic Energy Society of Japan	1997年05月30日
435	Automated Identification of Material Constants in Complex Constitutive Equations Using an Evolutionary Algorithm and Massively Parallel Processors,	JSME,	1997年
436	Automated Identification of Material Constants in Complex Constitutive Equations Using an Evolutionary Algorithm and Massively Parallel Processors	ICM&M97	1997年	JSME
437	et al Virtual Engineering as Strategic Engineering Tools for Complex Systems- Object Oriented Real Time Simulation Code of Transient Thermal Stress PARTS,	AJSMESTM 15th International CODATA	1997年
438	ニューラルネットワークとGreen 関数法による過渡熱応力高速計算法 笠原直人，吉川信治	機械学会	1996年
439	オブジェクト指向過渡熱応力リアルタイムシミュレーションコードPARTS の開発 (3) 構造計算サブシステムの開発 笠原直人, 井上正明	機械学会	1996年
440	オブジェクト指向過渡熱応力リアルタイムシミュレーションコードPARTS の開発 (2) 熱流動計算サブシステムの開発 笠原直人，井上正明	機械学会	1996年
441	過渡熱応力ﾘｱﾙﾀｲﾑｼﾐｭﾚｰｼｮﾝｺｰﾄﾞ PARTS の開発 笠原直人	サイエンティフィック・システム研究会	1996年
442	オブジェクト指向による高温構造設計基準自動評価システムの開発 (1)クラスライブラリの作成 笠原直人	機械学会	1996年
443	Automated Identification of Material Constants in Complex Constitutive Equations Using an Evolutionary Algorithm and Massively Parallel Processors	JSME, SPCES97	1996年
444	Parallel Finite Element Simulation of Combined Macro/Mesoscopic Structural Behaviors Based on Distributed Object Model	JSME	1996年
445	オブジェクト指向過渡熱応力リアルタイムシミュレーションコードPARTS (1) プロトタイプの設計 笠原直人，井上正明	機械学会	1995年
446	SUS304/316FR構造物の熱過渡強度比較(その２) 笠原直人	原子力学会	1995年
447	Kasahara,N., Integrated Structural Test and Analysis Database System, AS	ASTM, Fifth Int.	1995年
448	過渡熱応力を受ける平滑部材の歪み集中評価法 笠原直人、永田 敬、石崎公人	機械学会,	1993年
449	高速炉プラントにおける熱流動－構造設計評価法の開発 (1)平滑部材熱過渡強度因子の影響評価 笠原直人、永田 敬	原子力学会	1993年
450	等価弾塑性中実板による多孔板の非弾性解析法 笠原直人、岩田耕司、永田 敬	機械学会	1993年
451	定常熱応力を受けるＹ型接合構造の総体ひずみ集中評価法 谷川雅之、根岸 仁、笠原直人、永田 敬	機械学会	1992年
452	弾性解析による管板構造設計評価法の 開発(1)梅田寿雄、笠原直人、菊池政之、渡士克己	機械学会	1992年
453	一般化した弾性追従モデルによる構造物ひずみ集中・応力緩和評価法 笠原直人、岩田耕司、永田 敬、根岸 仁	機械学会	1992年
454	弾性解析による管板構造設計評価法の 開発(2) 笠原直人、梅田寿雄、岩田耕司	機械学会	1992年
455	構造物の熱過渡強度データベースＳＴＡＲの開発 笠原直人、渡士克己、岩田耕司	機械学会	1991年
456	構造不連続部のクリープ疲労損傷評価法（Ⅱ）－総体的弾性追従パラメータｑｎの検討－ 根岸 仁、笠原直人、谷川雅之、永田 敬、岩田耕司	原子力学会	1991年
457	冶金的特性不連続を考慮した溶接継手クリープ疲労評価法 －弾性追従モデルによるひずみ集中評価－ 笠原直人、 霜越 穣、 石川昌幸、岩田耕司	原子力学会	1991年
458	A Method for Creep-Fatigue Damage Evaluation at Structural Discontinuity Portions (1): Stress Analysis of Fundamental Models,	11th SMiRT	1991年
459	A Method for Creep-Fatigue Damage Evaluation at Structural Discontinuity Portions (2): Stress Analysis of Y-junction	11th SMiRT	1991年
460	Strain Concentration Factors for Creep-Fstigue Dsesign Evaluation of Welded Joints Considering Metallurgical and Geometrical Discontinuities,	11th SMiRT	1991年
461	Advanced Creep-Fatigue Evaluation Rule for Fast Breeder Reactor Components, Proc. of Post Conf. Seminar of 11th SMiRTConstruction Codes and Engineering Mechanics,	11th SMiRT	1991年
462	Database System of Structural Strength Tests to Validate Design Methods of FBR Components	11th SMiRT	1991年
463	FBR２重管型蒸気発生器の要素試験研究（その８） 構造要素の開発 本岡直人、岸本鉄夫、榊原安英、笠原直人、他	原子力学会	1990年
464	熱交換器管板構造の高温強度評価法 笠原直人、岩田耕司、今津 彰、	材料学会	1990年
465	冶金的特性不連続を考慮した周溶接継手疲労損傷評価法 霜越 穣、笠原直人、他	原子力学会	1990年
466	構造不連続部のクリープ疲労損傷評価法 根岸 仁、谷川雅之、霜越 穣、笠原直人、永田 敬、岩田耕司	原子力学会	1990年
467	高速炉機器設計用構造物強度ﾃﾞｰﾀﾍﾞｰ ｽの開発 笠原直人、渡士克己、岩田耕司	原子力学会	1990年
468	FBR２重管型蒸気発生器の要素試験研究（その４） ２重管－管板構造健全性の検討 笠原直人、渡士克己、今津 彰、他	日本原子力学会秋の大会E45	1988年	日本原子力学会
469	FBR大型炉の設計主要目に関する研究(Ⅲ)IHX伝熱管寸法の最適化に係わる検討 橋本 博、田村政昭、笠原直人、他		1988年	日本原子力学会秋の大会E45
470	High Temperature Design Methods for Tubesheet Structures with Validation by Thermal Transient Testing,	10th SMiRT, Vol.E pp1/12,	1988年

　

共同研究・競争的資金等の研究課題
No.	提供機関	制度名	課題名等	資金種別	研究期間
1			破壊制御技術導入による大規模バウンダリ破壊防止策に関する研究	競争的資金	2016年10月 - 2020年03月
2			極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策に関する研究	競争的資金	2012年10月 - 2016年03月
3	日本学術振興会	科学研究費助成事業	極限マルチフィジクス環境における液体ロケットエンジンの破損メカニズムの解明		2010年 - 2012年

　

産業財産権
No.	産業財産権の種類	産業財産権の名称	出願番号	出願日	特許番号/登録番号	登録日	発行日
1	特許権	空気浮揚式の浮体免震構造	2009-245460	2009年10月26日
2	特許権	Thermal Load Reduction System for Nuclear Reactor Vessel、U.S. Patent Application Serial No.10/682,859,	US 8,036,335 B2	2003年10月14日
3	特許権	原子炉容器の熱荷重緩和装置	2003-57147	2003年03月04日

　

　

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