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論文

Contrast dependence of scattering profiles for poly(ethylene glycol) in water; Investigation by small-angle neutron scattering with $$^{3}$$He spin filter and small-angle X-ray scattering

領木 研之*; 渡部 史*; 奥平 琢也*; 高橋 慎吾*; 奥 隆之; 廣井 孝介; 元川 竜平; 中村 洋*

Journal of Chemical Physics, 160(11), p.114907_1 - 114907_9, 2024/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02

Small-angle neutron scattering (SANS) and small-angle X-ray scattering (SAXS) measurements were performed for deuterated and non-deuterated poly(ethylene glycol) (d-PEG and h-PEG, respectively) in D$$_{2}$$O and a D$$_{2}$$O/H$$_{2}$$O mixed solvent (Mix) to compere the scattering profiles. To determine the coherent scattering intensity of SANS, a $$^{3}$$He spin filter was utilized. The scattering profiles determined by SANS measurements were analyzed in terms of the wormlike chain model with touched beads along the contour of the chain. However, the SAXS profiles were not explained by the same model with uniform beads but with beads each consisting of a core and a shell having different electron densities. To explore the chain thickness determined form the SANS profile, scattering intensities for different combinations of d-PEG/D$$_{2}$$O, d-PEG/Mix, h-PEG/D$$_{2}$$O, and h-PEG/Mix were also examined.

論文

Benchmark analysis by Beremin model and GTN model in CAF Subcommittee

名越 康人*; 深堀 拓也*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 下平 昌樹; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 高橋 由紀夫*; 大畑 充*

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 9 Pages, 2024/03

日本溶接協会CAF小委員会では、塑性拘束効果を考慮した破壊評価手法ガイドラインの策定を目指している。この評価手法では、脆性破壊を評価するためのBereminモデルと延性亀裂成長を評価するためのGTNモデルを用いる。そこで、これらの評価モデルの適用性を検証するため、CAF小委員会の参加機関によるベンチマーク解析が行われた。ベンチマーク解析は、各機関が有する有限要素解析コードを用い、2種類の低合金鋼(A及びB)の破壊試験に対して実施されてきた。本発表では、低合金鋼Bに対する解析結果を報告する。Bereminモデルにおいて、一般的なワイブル形状母数(${it m}$ = 10, 20, 30)を用いた場合、各機関で計算されたワイブル応力が概ね一致することを確認した。また、Toughness Scaling Modelに基づいて、塑性拘束度が異なる2種類の試験片を用いてワイブル形状母数${it m}$を算出した。算出されたワイブル形状母数${it m}$は解析機関によりばらつきはあったものの、最終的に算出されるワイブル応力は一致することを確認した。GTNモデルに関して、評価に用いるパラメータを1T-C(T)試験片の室温での荷重-変位関係に基づいて最適化した。最適化されたパラメータを用いてGTNモデルに基づき評価されたJ-R曲線が各機関で一致することを確認した。

論文

Benchmark analysis of ductile fracture simulation for circumferentially cracked pipes subjected to bending

熊谷 知久*; 三浦 靖史*; 三浦 直樹*; Marie, S.*; Almahdi, R.*; 真野 晃宏; Li, Y.; 勝山 仁哉; 和田 義孝*; Hwang, J.-H.*; et al.

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(1), p.011509_1 - 011509_18, 2022/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.53(Engineering, Mechanical)

延性材料の破壊挙動を予測するため、いくつかの延性破壊シミュレーション手法が提案されている。ただし、これらの手法には実機器への適用性に関する懸念がある。本研究では、パラメータの決定を含めたシミュレーション手法の予測能力を確認するため、実機器を想定した破壊試験に関する2つの問題を設定し、ベンチマーク解析を実施した。1つ目の問題は、周方向の表面亀裂及び貫通亀裂を有する配管に対する単調曲げ荷重負荷試験、2つ目の問題は、周方向貫通亀裂を有する配管に対する繰り返し曲げ荷重負荷試験である。ベンチマークの参加機関は、独自に選択した手法によって延性亀裂進展挙動を予測した。用いられた手法は、ボイド率基準を有するGurson-Tvergaard-Needleman(GTN)モデルに基づく有限要素法(FEM)、応力三軸度により修正される破壊ひずみ基準また破壊エネルギー基準に基づくFEM、Jまたは$$Delta$$J基準に基づく拡張FEM及び弾塑性粒子法等である。単調曲げ荷重負荷試験に関しては、すべての手法によるシミュレーションの結果が配管の変形と亀裂進展の挙動を精度よく再現し、シミュレーション手法の実機器への適用性が確認された。一方、繰り返し曲げ荷重負荷試験におけるこれらの挙動については、ほとんどの手法で再現できなかった。今後材料の繰り返し硬化特性等を考慮したパラメータの決定手法についてさらなる検討が必要であることを確認した。

論文

Benchmark analysis by Beremin model and GTN model in CAF subcommittee

廣田 貴俊*; 名越 康人*; 北条 公伸*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 勝山 仁哉; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 大畑 充*; et al.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

In order to establish a guideline for fracture evaluation by considering plastic constraint in the ductile-brittle transition temperature (DBTT) region, the CAF (Constraint-Based Assessment of Fracture in Ductile-Brittle Transition Temperature Region) subcommittee has been launched in 2018 in the Japan Welding Engineering Society. In the committee, fracture tests are conducted using C(T), SE(B), and 50mm-thick flat plate with a surface flaw subjected to bending load or tensile load to verify fracture evaluation methods. Since simulation results are easily affected by analysis conditions, benchmark analysis is essential for the potential users of the guideline. Therefore, benchmark analyses are executed on brittle and ductile damages by Beremin and Gurson-Tvergaard-Needleman (GTN) models implemented in the finite element (FE) codes. The benchmark analyses are carried out in four steps; Step 0 is to confirm the output of FE codes in each member with the same input data and the same FE model. Step 1 is to confirm the result of Weibull stress analysis for C(T) specimens tested at -125$$^{circ}$$C. The Weibull parameter, m, was fixed in this step. At step 2, sensitivity analyses are conducted on Weibull stresses in different conditions. The outputs by the GTN model are also confirmed. At the final step, the fracture simulation will be run for flat plate specimens with less plastic constraint than the standard fracture toughness specimen. As the results of the benchmark analyses up to step 2, a significant difference is not observed in the Weibull stress computed by committee members with the same input data and FE model and it is confirmed that the effects of element type, nonlinear deformation theory employed in FE analysis. For the calculation of the Weibull parameter m by using the fracture toughness test results and the developed programs by committee members, the converged values of m show good agreement among them.

論文

Temporal change in radiological environments on land after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

斎藤 公明; 三上 智; 安藤 真樹; 松田 規宏; 木名瀬 栄; 津田 修一; 佐藤 哲朗*; 関 暁之; 眞田 幸尚; Wainwright-Murakami, Haruko*; et al.

Journal of Radiation Protection and Research, 44(4), p.128 - 148, 2019/12

Massive environmental monitoring has been conducted continuously after the Fukushima accident with different monitoring methods having different features together with migration studies of radiocesium in diverse environments. At three months after the accident, multiple radionuclides were detected at many places; while it was confirmed that radiocesium was most important from the viewpoint of long-term exposures. The air dose rates in environments related to human living have decreased faster than expected from radioactive decay by a factor of 2-3 on average. An empirical model for predicting air dose rate distribution was developed based on statistical analysis of massive car-borne survey data. Some trials were performed to integrate different types of contamination maps to obtain an integrated map of better quantity. Annual external exposure doses for residents who would return to their home were estimated to less than a few mSv as a whole. The environmental data and knowledge have been provided for diverse-spectrum of people in different ways.

論文

任意の荷重条件下における塑性誘起閉口を考慮した疲労き裂進展解析; 重合メッシュ法を活用した直接数値シミュレーションおよび簡易手法の提案

新宅 勇一*; 篠崎 勇人*; 藤原 宇希*; 高橋 昭如*; 菊池 正紀

日本機械学会論文集(インターネット), 85(876), p.19-00141_1 - 19-00141_15, 2019/08

本稿は、異なる繰返し荷重条件下での塑性誘起亀裂閉口による疲労亀裂伝搬の数値シミュレーション法の開発に係るものである。開発した手法の1つは、重合メッシュ法FEMを用いた直接数値シミュレーション法であり、構造全体を表すグローバルメッシュと亀裂を含むローカルメッシュを組み合わせたシミュレーションを可能とする。応力拡大係数が重合メッシュ法FEMによって計算された後、塑性誘起亀裂閉口による亀裂開口レベルが亀裂先端の塑性域を表現するために十分に細分された局所メッシュを用いた弾塑性解析によって決定される。塑性誘起亀裂閉口の影響を考慮した亀裂進展速度は、周期荷重下の応力拡大係数範囲が亀裂開口レベルによって実効値に変換されるという修正パリス則によって予測される。もう一つの手法は、有効応力拡大係数範囲が二次元直接数値シミュレーション法を用いた事前分析の結果に基づく最大応力拡大係数と亀裂開口レベルとの間の関係によって近似的に決定されるという単純な手法である。実験結果と比較することにより、開発した方法が曲げ及び引張荷重条件下で試験片中の表面亀裂の伝播を予測できることを確認した。

論文

Detailed deposition density maps constructed by large-scale soil sampling for $$gamma$$-ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

斎藤 公明; 谷畑 勇夫*; 藤原 守; 齊藤 敬*; 下浦 享*; 大塚 孝治*; 恩田 裕一*; 星 正治*; 池内 嘉宏*; 高橋 史明; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 139, p.308 - 319, 2015/01

 被引用回数:225 パーセンタイル:98.79(Environmental Sciences)

The soil deposition density maps of $$gamma$$-ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (NPP) accident were constructed on the basis of the results from large-scale soil sampling. The 10,915 soil samples were collected at 2,168 locations. $$gamma$$-rays emitted from the samples were measured by Ge detectors and analyzed using a reliable unified method. The determined radioactivity was corrected to that as of June 14, 2011 by taking into account the intrinsic decay constant of each nuclide. Finally the maps were created for $$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{131}$$I, $$^{rm 129m}$$Te and $$^{rm 110m}$$Ag. The radioactivity ratio of $$^{134}$$Cs to $$^{137}$$Cs was almost constant as 0.91 irrelevant to the soil sampling location. Effective doses for 50 years after the accident were evaluated for external and inhalation exposures due to the observed radioactive nuclides. The radiation doses from radioactive cesium were found to be much higher than those from other radioactive nuclides.

論文

Development of radionuclide distribution database and map system on the Fukushima nuclear accident

関 暁之; 武宮 博; 高橋 史明; 斎藤 公明; 田中 圭*; 高橋 悠*; 竹村 和広*; 津澤 正晴*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.47 - 50, 2014/04

福島第一原子力発電所事故に対策すべく、その基盤となる情報を保管・提供する放射性物質の分布データベース及びマップシステムについて説明する。巨大な地震と津波により、福島第一原子力発電所は甚大な被害を受け、そこから放射性物質が福島県及び近隣県に拡散していった。このような状況の中、放射線量等の情報が迅速かつ正確に収集・解析され、広く世界に提供されることが必要である。われわれは放出された放射性物質の現状の分布状況を把握し、今後の除染活動を支援すべく、これら情報を保管・提供する分布データベース及びマップシステムを構築した。

報告書

Development of Radiation Dose Assessment System for Radiation Accident (RADARAC)

高橋 史明; 重森 祐志*; 関 暁之

JAEA-Data/Code 2009-008, 127 Pages, 2009/07

JAEA-Data-Code-2009-008.pdf:10.5MB

放射線事故が万一発生した場合、重度被ばく者に対する医療措置が不可欠となり、その際に人体内の線量分布が必要とされる。この情報は放射線輸送計算で解析できるが、事故の状況は予見できない。そのため、事故発生後に線源や被ばく者のモデルを含む入力ファイルを作成して輸送計算を行い、計算後に関係する多くの情報を含む出力ファイルから線量情報を抽出する煩雑な手順が必要となる。そこで、MCNPX又はMCNPコードにより事故時の線量を評価する際に、これらの操作を効率的に行えるシステム(RADARAC)を開発した。RADARACは、汎用のパーソナルコンピュータで動作し、大きくRADARAC_INPUT及びRADARAC_DOSEの2つの部分から構成される。このうち、RADARAC_INPUTにある3つのプログラムで、インターフェイス画面を用いた確認により計算に必要な情報を対話形式で設定し、入力ファイルを作成する。一方、RADARAC_DOSEは、輸送計算後の出力ファイルから、線量情報を数値表,グラフ及び可視的な図により効率的に提示する。検証試験により、数千行に渡る入力ファイルの作成,20000以上の線量データの処理及び表示が、本システムを用いて数分以内で実行できることを確認した。

論文

放射線取り扱い施設における重度被ばく者の線量評価システム

高橋 史明; 重森 祐志*; 関 暁之

保全学, 8(1), p.56 - 61, 2009/04

放射線取り扱い施設で、人為,技術的なエラー要因により、多量の放射線による被ばく者が発生する可能性は完全に排除できない。万一、保全検査時に被ばくが発生した場合は、健康被害を最小限にする医療措置の方針を、被ばくの程度(全身の被ばく線量)に基づき決定する。その後、具体的な医療措置を遂行するには、体内の線量分布の情報が必要となる。放射線輸送計算コードを利用した場合、被ばく者の体内の線量を解析できるという特長がある。一方で、放射線輸送計算による解析においては、入力ファイルの作成,出力ファイルに基づく線量情報の提示は煩雑な手順などを必要とし、人的なエラーが発生する可能性がある。そこで、入力条件をPC画面で逐次確認しながら対話形式で入力ファイルを作成できるプログラムなどを組み入れて、放射線輸送計算コードを効率的に利用する線量評価システムを開発した。この成果は放射線取り扱い施設における保全検査時の被ばく評価に利用可能である。

論文

Accurate dose assessment system for an exposed person utilising radiation transport calculation codes in emergency response to a radiological accident

高橋 史明; 重森 祐志*; 関 暁之

Radiation Protection Dosimetry, 133(1), p.35 - 43, 2009/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.21(Environmental Sciences)

放射線輸送計算コードMCNP及びMCNPXコードを用いた放射線事故時の被ばく者の体内線量分布を解析するシステムを開発している。本システムは、輸送計算の「プリプロセッサー部」及び「ポストプロセッサー部」の2つの主要部からなる。「プリプロセッサー部」のプログラムは、事故時の状況及び評価対象とする線量を定義する入力ファイルを作成するのに使用する。「ポストプロセッサー部」について開発したプログラムでは、輸送計算コードの出力ファイルに基づき線量にかかわる情報を効率的に表示する。線量評価システムのすべてのプログラムは、汎用のパーソナルコンピュータで動作し、煩雑な手順を必要せずに被ばく者の線量の状況を正確に提示することができる。本システムの放射線事故に対する適用性は、光子照射場における物理的な人体模型を用いた実験で検証した。その結果、線源,被ばく者及び両者の位置関係を正確にモデル化することにより、本システムは事故時の重度被ばく者の体内,体表面の線量を妥当的に評価できることが確認された。

口頭

Development of radioactive databases and contamination map system

関 暁之; 武宮 博; 高橋 史明; 斎藤 公明; 田中 圭*; 高橋 悠*; 竹村 和広*; 津澤 正晴*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故に伴い放出された放射性物質の測定データに関するデータベース及び分布マップシステムについて述べる。事故の影響を評価し、適切な対応策をとるため、汚染状況についての正確な情報を取得する必要がある。データベース及び分布マップシステムは、放射性物質の分布に関する現在の状況を正確に把握し、さらに今後の除染に役立つデータを提供することを目的に構築された。データベースは詳細な解析のための定量的なデータを提供し、分布マップは定性的かつ直観的な情報を提供するために開発された。両システムは、原子力発電所からおおむね100km圏内の約2,200箇所における放射性物質の土壌沈着量や、当該箇所における空間線量率に関するデータを含んでいる。また、道路周辺における放射性物質の分布状況を詳細に把握するため、同区域の国道や県道を中心に行った2回の走行サーベイの結果も含む。これらは、2011年6月に実施された第一次測定事業、及び2011年12月に実施された第二次測定事業において計測されたデータである。両システムは、日本原子力研究開発機構サイトから近日公開される予定である。

口頭

Construction of the database and map systems on the distribution of radioactive material

関 暁之; 武宮 博; 高橋 史明; 斎藤 公明; 田中 圭*; 高橋 悠*; 竹村 和広*; 津澤 正晴*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故の評価や対策のための基礎データを提供するデータベースとマップシステムについて紹介する。福島第一原子力発電所が2011年3月に地震・津波による被害を受け、放射性物質が周辺に拡散された。その放射性物質の分布状況について把握したいという多くの要求が、今も政府,地方自治体,地域住民や研究者からある。それら要求に応えるべく、2つの情報提供システムを開発した。1つはデータベースで、詳細な解析に役立つ数値データ等を提供する。もう1つはマップシステムで、地図上に可視化することで定性的な情報を提供する。

口頭

電子地図機能を用いた気体放射性廃棄物に対する線量重ね合せ評価システムの開発

菊地 正光; 大石 哲也; 高橋 健一; 村上 博幸; 関 暁之; 久保田 仁一*

no journal, , 

複数施設から放出される放射性気体廃棄物による線量重ね合せ評価を行うため、原子力科学研究所で使用している環境被ばく線量評価コード(EDAS)と電子地図機能(GIS)を組合せたシステムを作成した。電子地図機能を用いることにより、任意の位置への複数施設からの線量評価に必要なデータの読み取り精度及び評価スピードの向上を図るとともに、電子地図上への結果の表示並びにグラフ化等による結果のとりまとめを行った。

口頭

福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の第2次分布状況等に関する調査研究,4; マップデータ公開システムの拡張

関 暁之; 武宮 博; 斎藤 税; 斎藤 公明; 田中 圭*; 高橋 悠*; 竹村 和広*; 津澤 正晴*

no journal, , 

福島県及び近隣県における空間線量の測定結果や、陸域土壌(土壌表面及び土中)及び河川・地下水の分析結果等を集積、統合して一元的に保管し、住民の健康及び環境への影響を将来に渡り継続的に確認するためのマップデータ公開システムについて述べる。原子力機構システム計算科学センターは、文部科学省が推進する「福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の第2次分布状況等に関する調査研究」事業の一環として、調査の結果得られた空間線量率や核種濃度の情報を登録し、放射線量等分布マップあるいは放射線量等データとして公開するシステムの開発を進めている。現在は、さらに福島県や文部科学省が独自に行っているモニタリング結果についても登録を進めており、既に1000万点を超えるデータを蓄積するとともに、90枚を超えるマップを作成した。本発表では、システムに登録されたデータの紹介を行うとともに、これら膨大なデータを広く一般に公開するために行ったシステム設計上の留意点、機能拡張について述べる。

口頭

放射性物質モニタリングデータの情報公開サイトの開設

関 暁之; 鈴木 健太*; 高橋 義知*; 松原 武史*; 首藤 重雄*; 斎藤 公明; 武宮 博

no journal, , 

原子力機構は、関係省庁や地方自治体等により独自に公開された福島第一原子力発電所事故に由来するモニタリングデータを収集し、表示形式や精度を統一して相互比較を可能としたデータを作成し、「放射性物質モニタリングデータの情報公開サイト」にてWEB公開している。これまで事故から6年が経過し、大量の環境モニタリングの結果が集約されてきた。それらをマップ化・グラフ化することで、事故後から現在に至るまでどのように放射性物質の分布が変化してきたかを理解するためのコンテンツを新たに追加した。

口頭

放射性物質モニタリングデータベースの現状

関 暁之; 鈴木 健太; 高橋 義知; 松原 武史; 首藤 重雄; 斎藤 公明; 武宮 博; 村上 冶子*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故以来、多くの環境モニタリング調査が行われており、これら調査によって得られた測定データは、放射性物質の分布状況の把握や将来予測に不可欠なデータであり、長期にわたり保存されるべき貴重なデータである。しかしながら、これら測定データは、各実施機関の目的にあわせて主にPDFによる独自の形式で公開されており、かつ、各実施機関により独立なサイトで公開しているため、ユーザが利活用しにくい状況だった。そこで、これら測定データを利活用しやすい統一した形式にまとめ、同じシステムからのデータ取得を可能とした環境モニタリングデータベースを構築した。さらに、このデータベースは数値情報だけでなく、ユーザのニーズに合わせてモニタニング情報を分かり易く可視化して情報を公開した。

口頭

環境モニタリングデータ情報発信システムの構築

関 暁之; 鈴木 健太; 高橋 義知; 松原 武史; 首藤 重雄; 斎藤 公明; 武宮 博

no journal, , 

原子力機構は、関係省庁や地方自治体により独自に公開された福島第一原子力発電所事故に由来するデータを自動的に収集するツールを開発して、散在したデータを一元的に集約するとともに、表示形式や精度を統一して相互比較を可能としたデータを作成し、「放射性物質モニタリングデータの情報公開サイト」にてWEB公開している。事故から5年が経過し、多数の環境モニタリングの結果が集約されており、それらを時間的に解析することで、事故後から現在に至るまでどのように放射性物質の分布が変化してきたかを理解するためのコンテンツを新たに追加した。

口頭

放射線事故時の詳細線量解析システムの開発,2

高橋 史明; 重森 祐志*; 関 暁之

no journal, , 

放射線事故による重度被ばく者の体内及び体表面の線量分布について、放射線輸送計算コードにより詳細かつ効率的に解析するシステムの開発を進めた。今回は、開発済のプログラムで用意される線源及び人体モデルについて、両者の位置関係にかかわる情報を含んだうえで結合して、計算コードの入力ファイルを作成するプログラムを開発した。このプログラムを用いることにより、線量計算の準備段階での負担が低減された。一方、輸送計算の実行後の段階については、GUI画面を用いて解析結果を含む出力ファイル名などを指定し、Microsoft-Excelを用いて、体の各部位の線量を正確に算出、その結果を数表及び簡易的なグラフで表示するプログラムを開発した。その結果、輸送計算にかかわる膨大な情報を含む出力ファイルから、事故後の医療措置に重要な線量情報を理解しやすい形で提供することが可能となった。

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