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廃炉国際共同研究センター; 茨城大学*
JAEA-Review 2019-041, 71 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-041.pdf:3.38MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「放射性微粒子の基礎物性解明による廃炉作業リスク低減への貢献」について取りまとめたものである。福島第一原発事故にて放出された放射性微粒子が廃炉手順の確立(溶融燃料等の回収、炉内除染、作業員の安全確保等)に関し重要な炉内事故事象解明のための情報源ともなっている。本研究は、これら粒子の基礎的な物性(粒径, 組成, 電気的性質, 光学的性質など)につき詳細な知見を得るとともに、日英のシナジー研究により
放射体の量的評価を含む放射性微粒子の諸特性をさらに解明して、「廃炉」計画のリスク低減にむけた作業全般に寄与する研究・開発を行う。
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12
被引用回数：21 パーセンタイル：88.55(Nuclear Science & Technology)The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y
O
) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.
幾島 毅
JAERI-Data/Code 97-036, 47 Pages, 1997/09
JAERI-Data-Code-97-036.pdf:1.07MB
放射性物質輸送容器の貫通解析では、詳細計算プログラムを使用しているが、多くの計算費用と計算時間が必要である。この費用と時間を少なくするために、簡易計算プログラムPUNCTUREを開発した。PUNCTUREはOnatの理論と浅田の研究に基づく円板の静的弾塑性解析法に基づいている。PUNCTUREでは容器の加速度、貫通板の変形、貫通棒の応力と変形を計算できる。PUNCTUREの主要な特徴は次の通りである。(1)計算モデルは次の3種類を選択することができる。完全固定円板曲げモデル、単純支持円板曲げモデル、完全固定円板膜モデル。(2)計算結果は図形表示できる。(3)大型計算機、ワークステーション、パーソナルコンピュータの3種類のバージョンが用意されている。本報告書は計算手法、ベンチマーク計算結果、入力データ等のユーザーズガイドについて記述されている。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 97-018, 61 Pages, 1997/05
JAERI-Data-Code-97-018.pdf:1.31MB
放熱用フィン付き放射性物質輸送容器の落下衝突解析では、ORNLのDavisによって得られたフィンの塑性変形量とエネルギー吸収データを用いて容易に加速度と変形を求めることができる。輸送容器の安全解析に必要な最大加速度と最大変形量を迅速に計算するためにFINCRUSHコードを開発した。FINCRUSHコードの主要な特徴は次の通りである。(1)円筒上の垂直フィン及び円板上のフィンを取り扱う。(2)計算結果及びフィンエネルギー吸収データの図形表示が可能である。(3)大型計算機、ワークステーション及びパーソナルコンピュータによって使用できる。本報は、計算方法、ベンチマーク計算及びユーザマニュアルについて記述されている。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 97-001, 85 Pages, 1997/02
JAERI-Data-Code-97-001.pdf:1.76MB
放射性物質輸送容器の落下衝突解析では、DYNA2D,DYNA3D,PISCESおよびHONDOのような詳細計算プログラムが用いられている。しかし、これらの計算プログラムによる計算は、多くの計算費用と計算時間が必要である。このような背景から、簡易計算プログラムCRUSH2を開発した。CRUSH2は1次元変形法(UDM法)を用いた静的計算プログラムであり、輸送容器本体の最大加速度およびショックアブソーバの最大変形量を計算するものである。CRUSH2はCRUSH1の改良版であり、(1)大型計算機以外にもワークステーションおよびパーソナルコンピュータによっても使用できるようにした。(2)ショックアブソーバのカバープレートを計算モデルに追加した。本報告書はCRUSH2の計算手法、計算結果の妥当性の評価およびユーザーズマニュアルについて記述したものである。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 96-025, 71 Pages, 1996/07
JAERI-Data-Code-96-025.pdf:1.56MB
放射性物質輸送容器の落下衝突解析では、DYNA2D、DYNA3D、PISCESおよびHONDOのような詳細計算プログラムを用いて計算されている。しかし、これらの計算プログラムによる計算は、多くの計算費用と計算時間が必要とされる。このような背景から、簡易計算プログラムCRUSH1を開発した。CRUSH1は1次元変形法(UDM法)を用いた静的計算プログラムであり、輸送容器本体の最大加速度およびショックアブソーバの最大変形量を計算するものである。CRUSH1はCRUSHの改良版であり、主要な改良点は次の通りである。(1)大型計算機以外にもワークステーション(OS UNIX)およびパーソナルコンピュータ(OS Windows3.1またはWindows NT)によって使用できるプログラムが用意されている。(2)入力データの一部が変更されている。
幾島 毅
JAERI-M 90-004, 54 Pages, 1990/02
放射性物質輸送容器の落下衝突解析において、DYNA2D、DYNA3D、PISCESおよびHONDOのような詳細計算プログラムを用いて計算できる。しかし、これらの計算プログラムによって計算する場合、多くの計算費用と計算時間が必要である。それ故、これらを少くするような簡易計算プログラムが必要とされる。このような要請から、簡易計算プログラムCRUSHを開発した。CRUSHは1次元変形法、(UDM法)を用いた静的計算プログラムであり、輸送容器本体の最大加速度およびショックアブソーバーの最大変形量を計算するものである。本報告書はUDM法の説明、UDM法と詳細計算法による計算結果の比較およびCRUSH計算プログラムの取扱いについて述べたものである。
