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大迫 顕彦*; 田中 宏和*; 高橋 浩*; 下田 収*
JNC TJ8400 99-049, 28 Pages, 1999/02
高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発においては、人工バリアに要求される性能を確保し得る技術的方法を明らかにするため、人工バリアの設計、製作及び施工に関する工学的検討が行われている。現在、人工バリアの構成要素の一つであるオーバーパックについては、炭素鋼単体構造からなる炭素鋼オーバーパックと、構造強度を維持するための炭素鋼本体にチタン、銅などによる耐食層を設けた二重構造からなる複合オーバーパックという二つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、施工性の面から検討が進められている。本委託研究では、昨年度構築した銅-炭素鋼オーバーパック概念に基づく銅製外容器について、製作候補技術の適用性に係る知見、データを取得することを目的に、実規模程度の製作試験を通じて各種評価を行うものである。
大迫 顕彦*; 田中 宏和*; 高橋 浩*; 下田 収*
JNC TJ8400 99-048, 74 Pages, 1999/02
高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発においては、人工バリアに要求される性能を確保し得る技術的方法を明らかにするため、人工バリアの設計、製作及び施工に関する工学的検討が行われている。現在、人工バリアの構成要素の一つであるオーバーパックについては、炭素鋼単体構造からなる炭素鋼オーバーパックと、構造強度を維持するための炭素鋼本体にチタン、銅などによる耐食層を設けた二重構造からなる複合オーバーパックという二つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、施工性の面から検討が進められている。本委託研究では、昨年度構築した銅-炭素鋼オーバーパック概念に基づく銅製外容器について、製作候補技術の適用性に係る知見、データを取得することを目的に、実規模程度の製作試験を通じて各種評価を行うものである。
大迫 顕彦*; 田中 宏和*; 橋本 知彦*; 下田 収*
PNC TJ1211 98-004, 138 Pages, 1998/02
高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発においては、人工バリアに要求される性能を確保し得る技術的方法を明らかにするため、人工バリアの設計、製作及び施工に関する工学的検討が行われている。現在、人工バリアの構成要素の一つであるオーバーパックについては、炭素鋼単体構造からなる炭素鋼オーバーパックと、構造強度を維持するための炭素鋼本体にチタン、銅などによる耐食層を設けた二重構造からなる複合オーバーパックという二つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、施工性の面から検討が進められている。本委託研究では、銅を用いた複合オーバーパックについて海外における検討事例の調査および銅材料に関する調査とオーバーパック耐圧強度に関する検討等を実施し、これに基づいた構造概念の構築を行った上、詳細設計を実施した。次に、品質管理に関する検討ならびに放射線損傷に関する検討を行った。
下田 収*; 前川 一彦*; 室井 正行*
PNC TJ4211 88-009, 242 Pages, 1988/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分に関する研究開発を円滑に推進するためには、地質的・人為的にあまり乱されていない地下岩盤中に研究施設を設け、各種の調査・試験を行って必要なデータの取得とモデル等の評価手法の検証を行うことが必要である。そのような地下研究施設は研究対象とする岩盤中に設置することが望ましい。そこで本研究では、地下研究施設の位置づけを明確にするため、先ず、主要な処分研究の課題について検討を行い、処分研究を構成する個別研究項目の整理を行った上、それらの相互関連性について検討し、既存の処分研究施設ならびに近い将来予想される処分研究施設での、それぞれの特性に広じた研究開発課題を明らかにした。また、海外の事例調査に基づき、地下研究施設で実施すべき試験内容を整理し事前調査項目を検討した。さらに各調査項目について、研究の構造と具体的な方法・内容を検討した。
幾島 毅; 金衛 敬興*; 佐々木 努*; 島田 裕久*; 下田 収*
Packaging and Transportation of Radioactive Materials,Vol.2, p.577 - 584, 1987/00
放射性物質輸送容器の熱及び構造強度安全解析用の計算コードシステムCASKETSSの特徴とその応用について述べたものである。CASKETSSコードの特徴は(1)入力データの自動作成機能、(2)標準的な熱及び構造強度に関する材料データライブラリーの付属、(3)計算結果の図形表示と応力評価の機能、(4)高速計算のためにベクトル化プログラムの採用である。このコードシステムの適用として、使用済燃料輸送容器の耐火実験解析、UO
粉末輸送車両の衝突実験解析、使用済燃料輸送容器の落下衝突、実験解析を行った。計算値は実験値と良い一致を示し、コードの信頼性が確かめられた。衝突解析では、材料のひずみ速度依存性データを用いることによって、より実験値に近い計算値が得られることを示した。
幾島 毅; 金衛 敬興*; 島田 裕久*; 下田 収*
日本原子力学会誌, 26(9), p.781 - 792, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)核燃料輸送容器の熱・構造設計や解析に使用できる多くの計算コードがある。核燃料輸送容器の熱・構造解析をする者にとっての1つの問題は、使用する計算コードの選択である。このため、計算結果の妥当性を評価するために、核燃料輸送容器の熱・構造計算コードの検証計算を実験結果と比較して実施した。本報告は検証計算結果について述べたものである。
幾島 毅; 中里 力*; 下田 収*; 内野 守*
JAERI-M 83-010, 48 Pages, 1983/02
本報告は、核燃料輸送容器の衝撃解析プログラムSHOCK-JRについて、その解析手法、解析プログラムの内容、入力形式、出力形式および検証計算結果について述べたものである。輸送容器は、1次元ばね-質量系としてモデル化される。数値積分は、Runge-Kutta-Gill法またはNewmark-
法によっている。SHOCK-JRは、サンディア国立研究所のリバモア研究所において開発されたSHOCKを改良したものであり、主要な改良点は、単位系をSI系に改定し、計算結果の図形処理プログラムを追加したことである。なお、本報告書はJAERI-Memo57-225と57-262を合せて、公開報告書とするものである。
