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山田 美一; 瀬川 智臣; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06
日本原子力研究開発機構では、廃棄物処分の負担軽減を目指して、高速炉及び加速器を利用したMA分離変換技術の研究開発を進めている。本研究開発を進めるためには、遠隔保守・補修を可能とした自動化燃料製造ラインを実現する必要がある。今回、燃料製造工程を簡素化した工学的規模のホットセル方式によるMA含有燃料製造施設の概念検討を実施したので報告する。
中島 宏; 中根 佳弘; 増川 史洋; 松田 規宏; 小栗 朋美*; 中野 秀生*; 笹本 宣雄*; 柴田 徳思*; 鈴木 健訓*; 三浦 太一*; et al.
Radiation Protection Dosimetry, 115(1-4), p.564 - 568, 2005/12
被引用回数：8 パーセンタイル：49.02(Environmental Sciences)大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、世界最高出力の高エネルギー加速器施設が建設されている。そこで、施設の合理的な遮蔽設計を行うために、J-PARCの遮蔽設計では、簡易計算手法と詳細計算手法を組合せた設計手法が使われている。ここでは、J-PARCの遮蔽設計にかかわる研究の現状について報告する。
武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆
JAERI-Tech 2004-072, 43 Pages, 2005/01
JAERI-Tech-2004-072.pdf:6.06MB
本研究では、トロイダル磁場コイルや真空容器等のITERの主要機器に用いられる板バネを用いた複雑な構造の支持構造体に関して、剛性の荷重方向依存性等の基礎的機械特性の取得を目的として、小規模試験体を用いた振動試験を行った。この試験結果に基づき、ITERの真空容器とトロイダル磁場コイルの支持構造について数値解析を実施して、支持脚の簡易モデル化を提案した。このモデルは、支持脚を強軸と弱軸の剛性を模擬する2本のバネ要素のみによってモデル化したバネモデルであり、実験結果に基づいて実際の構造を忠実に模擬したシェルモデルとよく一致し、バネモデルの有効性が検証された。提案したバネモデルを用いて、ITERの候補地である六ヶ所村における設計地震動に対する健全性を評価するため、真空容器とトロイダル磁場コイルの動解析を実施した。結果として、真空容器とトロイダル磁場コイルとの間の相対変位は8.6mmであり、設計要求である100mmを大きく下回り、地震時におけるITERトカマクの主要機器の健全性が確認された。
武田 信和; 柴沼 清
プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.988 - 990, 2004/11
本研究では、ITERの主要機器である真空容器とトロイダル磁場コイルに関する地震時における動解析を行うために、板バネ等の複雑な構造で構成された重力支持脚の簡易化した数値解析モデルを提案している。具体的には、板バネとボルトによって構成された重力支持脚を2本のバネ要素のみによってモデル化した。このバネモデルは、実際の構造を忠実に模擬したシェルモデルとよく一致した。提案したバネモデルを用いて、ITERの候補地である六ヶ所村における設計地震動に対する、真空容器とトロイダル磁場コイルの動解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの間の相対変位は8.6mmであり、設計要求である100mmを大きく下回り、地震時におけるITERトカマクの主要機器の健全性が確認された。
柴本 泰照; 井口 正; 中村 秀夫; 久木田 豊*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 11 Pages, 2003/04
沸騰垂直流路の安定限界における系圧力の影響について、解析的及び実験的な検討を行った。モデル作成は、Wallis-Heasleyの熱平衡・一次元均質流モデルに基づいて行った。システムの特性方程式が解析的に解けるように、通常ムダ時間要素で表現される入口流速に対する各種応答を一次遅れ要素によって表した。これは、近似表現ではあるが、特性方程式内で個々の要素を分離して表現できるため、不安定に対する支配因子の特定が容易となる。提案した簡易モデルについて、Ishii-Zuber安定マップ上で実験データと比較した。安定限界を示す実験データは、系圧力に大きく依存する結果となった。本モデルによる予測値は、二相流域の圧力損失に対する系圧力の影響を考慮することで、実験データをよく予想できた。また、システムの固有振動数は、二相流の通過時定数と密接に関係し、これもモデルでよく予測できた。
中嶋 秀夫; 吉田 清; 辻 博史; R.L.Tobler*; I.S.Hwang*; M.M.Morra*; R.G.Ballinger*
Advances in Cryogenic Engineering, Materials, Vol.38, p.207 - 215, 1992/00
試験前の試験片温度が4Kであるシャルピ試験を4Kシャルピ試験と定義し、4Kでのシャルピ吸収エネルギが測定されている。しかしながら、試験時の試験片温度上昇は避けられず、実際の温度はかなり上昇しており、4Kでの破壊靱性を規定するには無理がある。本報告では、2種類の4Kシャルピ試験方法の対応及びシャルピ吸収エネルギと破壊靱性値との4Kにおける対応を調査した結果について述べる。この結果、シャルピ吸収エネルギと破壊靱性値との間には、有意な相関関係は見られず、法律で基底されているシャルピ吸収エネルギでの4K破壊靱性の評価は妥当でないことがわかった。
幾島 毅; 浅田 和雄*
日本原子力学会誌, 33(4), p.381 - 390, 1991/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)放射性物質輸送容器の衝突解析において、HONDO-II、DYNA2D、DYNA3Dら有限要素法およびPISCESのような有限差分法による詳細計算コードが使用されるようになってきた。しかしながら、これらの計算コードによる解析は多くの費用と計算時間が必要である。このため簡易計算コードの必要性が認識され、CRUSHコードを開発した。CRUSHコードは静的計算コードであり、輸送容器本体の最大加速度および緩衝体の最大変位を計算する。CRUSHコードによる計算結果は実験および詳細計算コードDYNA3Dの結果と良い一致が見られ、その有用性が明らかとなった。
植田 脩三
JAERI-M 87-027, 179 Pages, 1987/03
第1章では、パイプホイップやブロ-ダウン推力に関する従来の研究成果と本研究の目的を明らかにする。第2章では、配管破断試験装置の設置目的や仕様について明らかにする。第3章では、ブロ-ダウン推力の測定結果とその解析方法について検討した結果について示す。第4章では、試験配管とU型レストレントを用いてBWR・LOCA条件下でパイプホイップ試験を行ない、クリアランス、オ-バ-ハング長さ、試験配管の口径などのパラメ-タが配管やレストレントの挙動に及ぼす影響について明らかにする。第5章では、汎用有限要素法ADINAを用いてパイプホイップ解析を行ない、最大レストレント力などが推定できる事を示す。また、エネルギ-バランス法を用いた簡易解析によりレストレントの設置限界が定められる事を示す。第6章では、全体結論と実機プラントへの応用の一例を示す。
植田 脩三; 宮園 昭八郎; 関谷 秀郎*; 栗原 良一
圧力技術, 22(6), p.281 - 290, 1984/00
本報は沸騰水型原子力発電プラントに想定配管破断事故が生じた時のパイプホイップ現象に関する研究をまとめたものである。本報の目的は試験装置,試験方法,4インチ,6インチおよび8インチパイプホイップ試験の結果やパイプホイップ現象に関する解析方法を明らかにすることであり、次の結論が得られた。(1)パイプホイップレストレントの設置位置には限界値があり、これ以上では配管は塑性崩壊し、レストレントは折れ曲る。(2)レストレントには配管との衝突により、その直後に過渡的な最大レストレント力が生じ、直ちに減衰する。(3)有限要素法ADINAを用いて最大レストレント力を求めることができる。(4)エネルギバランス法や静的釣合い法を用いた簡易解析法によりレストレントの設置限界を求めることができる。
宮崎 則幸*; 柴田 勝之; 渡辺 隆之*; 田形 一則*
JAERI-M 83-189, 44 Pages, 1983/11
有限要素法計算プログラムEPAS-J1を用いて、三次元構造物中の表面き裂の応力拡大係数解析を行った。EPAS-J1により求められた結果を、他の有限要素解あるいは簡易解析法による結果と比較した。簡易解析法のうち、NewmanとRajuによって提案された式を用いる方法では、き裂縁に沿った応力拡大係数の分布が求められるので、この分布についてEPAS-J1による結果と比較した。これらの比較の結果、EPAS-J1は三次元構造物中の表面き裂について、ほぼ妥当な結果を与えることがわかった。
伊与久 達夫; 幾島 毅
JAERI-M 9075, 32 Pages, 1980/09
本報告書は、多目的高温ガス実験炉炉心を垂直面できった垂直2次元振動特性に関するものである。特に、炉心要素である1コラムのブロック数を縮約した簡略モデル解析の有効性を述べたものである。得られた結論は次の通りである。(1)詳細モデル解析より得られた応答値は実験値とよく一致している。(2)8ブロックモデルの応答値は詳細モデルのそれとかなりよく一致している。(3)8ブロックモデルの計算所要時間は詳細モデルの約半分となる。(4)炉心垂直面で振動特性はほぼ左右対称である。
幾島 毅; 本間 敏秋*
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(8), p.605 - 612, 1979/00
被引用回数：2高温ガス炉炉心は多数の黒鉛ブロックから構成されている。地震時には、10
~10
で衝突が終るブロック群の衝突振動を含む炉心振動を起す。それ故、炉心の時刻歴応答解析には、積分時間間隔が小さくなり、従って積分ステップが多くなる。その結果、炉心の時刻歴応答解析は多くの計算費を必要とする。この費用を少くするため、簡易モデルが考えられた。本文は、黒鉛ブロックから構成された高温ガス炉炉心の地震解析の簡易モデルについて述べたものである。簡易モデルのため、ブロックを積み上げたコラムの代りに、非線形コラム特性を有する1質点モデルを使用した。簡易モデルの計算結果は、実験値と詳細モデルの結果との比較において、良好な一致が得られた。
山田 美一; 川口 浩一; 瀬川 智臣; 松村 達郎; 加藤 正人
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、廃棄物処分の負担軽減を目指して、高速炉及び加速器を利用したMA分離変換技術の研究開発を進めている。一方、燃料製造コスト低減を目指して、燃料製造工程を簡素化した燃料製造法についても研究開発を進めている。今回、高速炉及び加速器へMA含有燃料を供給するための技術検討として、模擬粉末を用いて簡素化燃料製造法によるMA含有燃料製造試験を実施した。原料粉末は転動造粒することによって流動性が良くなるとともに、ダイ潤滑成型により得られた燃料ペレット外観もクラック等は観察されずに良好であった。また、粒子は均一に分散していることも確認された。結果として、簡素化燃料製造法は高速炉同様、加速器向けの燃料製造法としても有効であることがわかった。
