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岡崎 泰幸*; 青柳 和平; 熊坂 博夫*; 進士 正人*
土木学会論文集,F1(トンネル工学)(インターネット), 72(3), p.I_1 - I_15, 2016/00
トンネル支保設計では、特殊な地山条件や類似例が少ないなどの理由から、解析的手法が用いられることがある。支保部材を構造計算し定量的に評価する場合、初期応力状態や地山物性を事前に精度よく把握する必要があるが地山は不均質で均質ではない。本研究では地山の不均質性に着目し、不均質性を考慮した2次元トンネル掘削解析の解析結果を初期応力分布が明らかな幌延深地層研究計画における350m調査坑道の支保工応力計測結果と比較した。その結果、坑道で発生した支保部材の限界状態を部材の一部が超過する応力計測結果は、地山の不均質性を確率的に考慮することで説明できることがわかった。また、解析結果の支保工応力のばらつきを統計処理することで、地山の不均質性がトンネル支保工応力に与える影響を定量的に評価した。
Liu, W.; 成合 英樹*
Journal of Heat Transfer, 127(2), p.149 - 158, 2005/02
被引用回数：12 パーセンタイル：46.02(Thermodynamics)サブクール沸騰流動系において、極めて高圧や高流速条件での限界熱流束では、壁面温度が均質核生成温度を超えることがあるため、壁面上の蒸気膜形成が均質核生成により行われる可能性を指摘し、均質核生成の発生に判定基準を提案した。この判定基準に基づき、限界熱流束データの分類を行った。極めて高圧や高流速条件での限界熱流束に対して、均質核生成メカニズムに基づき、機構論的なモデルを作成した。このモデルを実験データで検証し、よい精度で限界熱流束を予測できることがわかった。
山根 祐一; 三好 慶典; 渡辺 庄一; 山本 俊弘
Nuclear Technology, 141(3), p.221 - 232, 2003/03
被引用回数：5 パーセンタイル：36.81(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所の定常臨界実験装置STACYにおいて10%濃縮硝酸ウラニル水溶液の臨界実験の3回目のシリーズが行われた。直径80cm円筒炉心が水反射体付き又は反射体なしで用いられ、ウラン濃度190g/Lit.から240g/Lit.の間における臨界液位と液位微分反応度の系統的なデータが得られた。それぞれの実験条件における中性子実効増倍率
と、に対する不明量の影響が、核計算コードの実証用に提案されたベンチマークモデルと詳細モデルのそれぞれについて、数値計算によって評価された。MCNP 4BとJENDL-3.2断面積ライブラリーが用いられたサンプル計算では、ベンチマークモデルのの値が、水反射体炉心では誤差0.05%
で、反射体なしの炉心では誤差0.17%で再現された。
佐々木 忍
JAERI-M 90-064, 30 Pages, 1990/03
今日まで、マニピュレータの逆問題に対していくつかの方法が提案され利用されてきた。筆者は先に、機構的関係式が仮想的なマニピュレータの導入により、6関節型マニピュレータの機構学方程式を4変数の方程式系に単純化できることを示した。これは逆問題の本質をさぐる斬新な方法といえる。一方、このような補助的な方法を適用する代わりに、このプロセスにおいて同次変換行列の反転操作を行うことにより同一の結果に到達することが明らかになった。本報では、こうしたリンク連鎖の計算が容易にできる逆行列の有用性に力点をおいて誘導過程を示す。
奥野 浩; 小室 雄一
JAERI-M 90-058, 174 Pages, 1990/03
均質低濃縮ウラン系燃料の臨界条件データを臨界安全性評価コードシステムJACSを用いて再計算した。臨界条件データは、臨界と推定される燃料寸法(円柱直径、平板厚さ、球体積)と球質量及び未臨界と判断される燃料寸法と球質量の上限値である。再計算は、昭和62年度に実施されたJACSコードシステムの誤差の再評価に伴うものである。対象とした燃料は、UO
-HO、ADU(II)-H0、UOF水溶液、UO(NO
)水溶液の4種類である。今回の再計算では、「臨界安全ハンドブック」記載の最小推定臨界下限値より厳しい結果は得られなかった。
大和田 謙
Trends Chem. Phys., 1, p.21 - 30, 1990/00
前報で提案した分子エネルギー成分の近似計算法の理論的背景を明らかにするため、Schroedinger波動方程式を基礎として、2原子分子に対する非同次線形1階、2階、3階および高階微分方程式を導いた。これらの有用な微分方程式を導く過程において、Hellmann-Feynman定理および量子力学的ヴィリアル定理が重要な役割を果たしていることがわかった。微分方程式の一般解の考察から、Qnr(R)=一定の仮定のもとに、平衡位置付近での近似ポテンシャルエネルギー関数を求めることができた。上記の結果は、2原子分子の分子エネルギー成分のみではなく、多原子分子のエネルギー成分も求めることが可能であることを示唆している。
佐々木 忍
JAERI-M 87-039, 28 Pages, 1987/03
本報では、Denavit-Hartenberg に基づく方法で定めた同時座標変換行列(Ai行列)を使って6リンク・マニピュレ-タの運動額方程式が正しく記述しているかを検討するために、同一のマニピュレ-タに対して任意の座標系で表現された運動額方程式の逆問題の厳密解と比較した。両者の間節解が、完全に一致している事から、本法の正しさが確認された。ここに示したリンク間の隣接関係の定式化は、ある種のマニピュレータに対する逆問題を統一的に取り扱う手がかりを与えるであろう。
佐々木 忍
JAERI-M 86-122, 17 Pages, 1986/07
本報は、ロボット・マニプレ-タのリンク間に存在する運動学的関係の記述に対して、今日広く利用されている同次座標変換法と異なるベクトル定式化に基づくマニプレ-タ運動学方程式を示したものである。この記述の基本となる概念は、個々のリンクの運動を一定の基準座標系における空間ベクトルの運動として表現し、回転演算子を使って合成ベクトルを求める事である。6リンクのマニプレ-タにこの考え方を適用すると、通常の座標変換により導き出される運動学方程式と全く同一のものが得られた。本法の利点は、(1)導出過程が直感的に理解しやすい。(2)計算が座標変換に比べて、より簡単である。である。
内藤 俶孝; 小山 隆*; 小室 雄一
JAERI-M 86-026, 46 Pages, 1986/03
核燃料取り扱い施設の臨界安全性評価のために有用な無限体系における臨界濃縮度及び臨界濃度を、均質U-HO,均質UO(NO)水溶液、均質Pu-HO,均質P
(NO)
水溶液、均質PuO・UO-HO及び均質UOF-HOの体系について、臨界安全評価コ-ドシステムJACSを用いて算出した。算出結果を欧米の臨界ハンドブックに記載されている値と比較し、良好な一致を示す事を確認した。
佐々木 忍
JAERI-M 86-018, 76 Pages, 1986/02
本報告では、6関節のマニプレ-タに対する逆運動学方程式を解く新しい方法を取り扱っている。その数学的手法は、キネマテックな関係をマニプレ-タ先端部の関節に着目し、この関節角を変数とする高次の多項式に変換するものである。このアルゴリズムを用いて角関節角の計算を実施したが、その解の精度は極めて満足のいくものである。
刑部 真弘; 安達 公道
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.504 - 506, 1982/00
近年、軽水炉の冷却材喪失事故に関連して、燃料集合体内の二次元的伝熱流動が注目されている。この現象を解析する上で、燃料集合体を斜めに横ぎる二相流(横流れ二相流)の圧力損失は、最も重要な役割をはたすものと考えられる。本研究においては、横流れ二相流研究の第一段階として、大気圧の水-空気二相流が、非加熱模擬燃料集合体内を、燃料棒に対する迎え角
で斜めに横ぎるときの特性を実験的に調べた。また、横流れ二相流の圧力損失に、homogeneous modelを適用した場合と、drift flux modelを使って、圧力損失が壁面摩擦によると仮定した場合との、長れ方向差圧の理論計算を行ない、実験と比較した。この結果、次の事がわかった。(1)横流れ二相流の圧力損失は、=30°の場合、homogeneous modelとよく一致する。(2)=0°の場合、その圧力損失は、drift flux modelで、説明できる。(3)=15°の場合、圧力損失は、両モデルの中間の特性を示すと考えられる。
安部 信明*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 9621, 116 Pages, 1981/08
日本原子力研究所のROSA-III計画の一環としてCSNI(Comittee on the Safety of Nuclear Installation)の国際標準問題第12番(ISP-12)に対する実験RUN912が行なわれる。ROSA-III実験RUN912は沸騰水型原子炉の再循環ポンプ吸込側配管の5%スプリット破断を模擬し高圧炉心スプレの単一故障を仮定してしいる。ROSA-III実験RUN912の予測解析をRELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードを用いて行なった。RELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードは軽水炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力現象を解析するコードである。RELAP4JおよびRELAP4/MOD6コード均質平衡の二相流モデルに基づいているのに対し、RELAP5/MOD0コードは非均質非平衡の二相流モデルに基づく最新のコードである。この予測解析により各コードの特徴が把握でき、冷却材喪失事故解析コードの評価を有効に行なう事ができる。
千原 順三
Progress of Theoretical Physics, 59(4), p.1085 - 1100, 1978/04
被引用回数：12非均質電子ガスの交換-相関ポテンシャルに対する表式を、非均質系直接相関関数を用いて近似を含まない形で得られた。この表式から実効局所密度を導入することで数値計算が可能な交換-相関ポテンシャルの公式を非局所効果を取り入れた形で得た。この公式は、(1)空間的に電子密度がゆっくり変化する場合には従来から用いられているSlaterのX
-ポテンシャルに、(2)一定密度からのずれが小さい場合には遮蔽交換ポテンシャルに還元されることが示される。非均質中性量子液体(フェルミオン又はボソン)に対しても任意の温度で用いられる同様の公式を得た。これらの公式は、バンド・原子構造・金属表面の電子構造の計算において、従来のSlaterのポテンシャルでは扱えなかった非局所性の効果を取り入れるのに有用である。
秋濃 藤義; 金子 義彦; 北舘 憲二; 黒川 良右; 安田 秀志; 竹内 素允
JAERI-M 6739, 27 Pages, 1976/10
半均質臨界実験装置(SHE)における20%濃縮ウラン黒鉛減速の7ヶの炉心の臨界質量の測定とその解析についてまとめたものである。炉心部分の燃料濃度はC/
U原子比について2226から6628にわたっており、一部の炉心にはトリウムが装荷されている。また多くの炉心は円柱形で側面反射体がついているが、一部の炉心には炉心内部にも反射体領域がある。計算は多群一次元中性子拡散理論によって行った。核データは熱中性子領域についてはENDF/B-IIIファイルの各断面積とYoung-koppelの黒鉛による中性子散乱側S(、
)を用い、熱外中性子領域についてはGAM-Iライブラリーを用いた。円柱炉心に対しては、計算と測定の一致は極めて良く、実効増倍係数について平均0.61%、最大1.05%の不一致にとどまり、臨界質量についていうと平均2.6%、最大4.4%の不一致しか認められなかった。したがって均質度の高い20%濃縮ウラン黒鉛減速炉心の臨界質量に対する核データおよび解析手法の妥当性が実証された。
大部 誠
JAERI 1160, 5 Pages, 1967/06
放射化法により均質混合系におけるThの実効共鳴捕獲積分を測定した。実験は水性均質臨界実験装置(AHCF)を使い、そのブランケット領域に酸化トリウム-重水スラリーを満たした中で行なった。ブランケット内ではスラリーが均一の濃度を保つように循環ポンプを使って循環させた。熱外中性子束の1/Eからのずれは計算で補正した。均質混合稀釈の共鳴積分については、吸収性物質原子核当りの散乱断面積が165~4400(10
・cm)の範囲で値を求めた。
桂木 学; 鯉沼 玲子*; 石黒 幸雄; 引田 実弥*; 黒井 英雄
日本原子力学会誌, 5(1), p.14 - 22, 1963/00
抄録なし
住田 健二; 金子 義彦; 黒川 良右; 朴 泰玩*
日本原子力学会誌, 4(12), p.825 - 834, 1962/00
抄録なし
粟飯原 はるか; 渡部 創; 野村 和則; 神谷 裕一*
no journal, ,
An effective decomposition method of ammonium ion in radioactive analytical waste solutions containing U, Pu and nitric acid has been developed to suppress formation of ammonium nitrate. Oxidative decomposition was examined using ozone gas with existence of cobalt ions as homogeneous catalyst. Reduction in concentration of ammonium ion was achieved by combination of the ozone gas oxidation with the catalyst, and the behavior distinctly depend on compositions of the initial solution.
粟飯原 はるか; 渡部 創; 柴田 淳広; 神谷 裕一*
no journal, ,
Treatment of accumulated radioactive liquid waste in laboratories is urgent task not only for effective utilization of the research fields but also for safety management of the facilities. Since the liquid waste has to be treated inside shielded devices such as concrete cell or grove box due to its radioactivity, easy operations for the treatment are preferred to prevent any unexpected accidents during the treatment. Decomposition of ammonium ion under mild reaction conditions has been successfully achieved in the presence of CoO4, which acts as a heterogeneous catalyst. We have demonstrated that cobalt(II) nitrate acted as a homogeneous catalyst for the reaction and chloride ion in water was indispensable for the catalyst to effective promote the reaction. In-situ XAFS were measured during blowing ozone. Conversion ratio of ammonium ion was significantly increased when both cobalt and chloride ions existed. Cobalt ion was keeping divalent, these ion assumed to produce OH radical to decompose ammonium ion.
