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報告書

溢水した高性能容器内炭酸塩スラリーの組成を模擬した炭酸塩スラリーの作製と特性評価

堀田 拓摩; 山岸 功; 永石 隆二; 柏谷 龍之介*

JAEA-Technology 2021-012, 34 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-012.pdf:2.1MB
JAEA-Technology-2021-012(errata).pdf:0.15MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所における多核種除去設備(Advanced Liquid Processing System; 以下「ALPS」という。)および増設多核種除去設備(Improved ALPS)の前処理設備から発生する炭酸塩沈殿物を主とする廃棄物(以下「炭酸塩スラリー」という。)は高性能容器(High Integrity Container; 以下「HIC」という。)に格納されている。このHIC内において、水の放射線分解により発生した水素ガスの炭酸塩スラリー内での保持および、それに伴う容積増加が原因と推定される上澄み水のHIC外部への漏えい事象(溢水)が発生した。この溢水の発生が確認された当時に保管されていた大部分のHICにおいて、外部への溢水は観察されていない。このことはHIC内炭酸塩スラリー自体の性状や気泡の保持特性の理解が溢水発生条件を明らかにする上で重要であることを示唆している。そこで本研究では、溢水したHIC内炭酸塩スラリーの組成を模擬した炭酸塩スラリーを作製し、その炭酸塩スラリーの非放射性条件下での性状および気泡の保持特性を明らかにすることを目的とした。まず、溢水が発生した炭酸塩スラリーの組成を模擬するために、溢水した炭酸塩スラリーが調製された当時のALPS運転条件を調査し、炭酸塩スラリーの主要元素であるマグネシウムとカルシウムの比率を変えた5つの原水を調製した。これら原水から炭酸塩等を沈殿させ、実機ALPSと同じクロスフローフィルタ方式を用いて模擬炭酸塩スラリーを作製した。次に、作製した炭酸塩スラリーの化学分析を実施した。また、沈降試験を実施して沈降層の密度(以下「沈降密度」という。)、降伏応力を測定した。最後に、沈降層への気泡注入試験を実施し、炭酸塩スラリー内部での気泡保持/放出特性について検討した。模擬炭酸塩スラリーは原水組成のカルシウム含有率が高いほど沈降密度が高くなることが分かった。そして、沈降密度が高い模擬炭酸塩スラリーでは沈降層の降伏応力が高く、注入した気泡を保持しやすい傾向が観察された。これらのことから、溢水したHIC内炭酸塩スラリーを模擬するためには原水組成に関する情報が重要であり、また、スラリー内での気泡の保持状況には炭酸塩スラリーの密度が影響を及ぼすことを明らかにした。

論文

使用済燃料直接処分での処分容器の耐圧厚さの検討

杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*

日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09

使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。

論文

Corrosion property of container using hybrid material for thermal decomposition process of sulfuric acid

井岡 郁夫; 栗木 良郎*; 岩月 仁; 川井 大輔*; 横田 博紀*; 稲垣 嘉之; 久保 真治

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

熱化学水素製造法ISプロセスは、大規模水素製造法の候補の一つとして研究開発が進められている。ISプロセスの硫酸を蒸発・ガス化し、熱分解する工程の腐食環境は過酷であり、その環境に耐える機器材料にはセラミックスが用いられている。本研究では、脆性材料であるセラミックスを代替し得る、表面改質技術を用いて耐硫酸性と延性を兼ね備えるハイブリッド材料の開発を狙いとしている。プラズマ溶射技術とレーザー溶融処理技術の組み合わせより試作したハイブリッド材料試験片は、95%沸騰硫酸中で十分な耐食性を示した。これは、表面に形成させた高Si濃度の耐食層が硫酸環境で酸化し、接液面にSiO$$_{2}$$層が生成したためと考えられる。本技術による容器状構造体を試作した。本報では、容器状構造体の耐食性を向上するための実施した熱処理の結果と容器状構造体の耐食性評価方法について報告する。

報告書

内圧が上昇した核燃料物質貯蔵容器の開封点検用チャンバーの設計

丸藤 崇人; 佐藤 匠; 伊東 秀明; 鈴木 尚; 藤島 雅継; 中野 朋之

JAEA-Technology 2019-006, 22 Pages, 2019/05

JAEA-Technology-2019-006.pdf:2.84MB

2017年6月6日に日本原子力研究開発機構大洗研究所燃料研究棟において発生した核燃料物質による汚染事故では、点検のためにフード内で核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の蓋を開封した際に、内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂して核燃料物質の一部が実験室内に飛散した。事故の主原因は、核燃料物質と混在していたエポキシ樹脂の放射線分解によってガスが発生したことによる貯蔵容器の内圧上昇であった。燃料研究棟には他にも核燃料物質を収納している貯蔵容器が約70個存在するため、今後これらの貯蔵容器を開封点検し、内容物の状態確認及び有機物を含む試料等の安定化処理を実施する計画である。グローブボックス内において内圧の上昇した貯蔵容器の開封点検を安全・確実に実施するためには、気密環境下で貯蔵容器の蓋を開放して内部を点検できる耐圧チャンバー(開封チャンバー)の開発が必要となる。本報告書は、この開封チャンバーの設計に関する課題、その対策及び設計結果についてまとめたものである。

報告書

燃料研究棟汚染事故における現場復旧作業報告

燃料研究棟汚染事故に関する現場復旧チーム

JAEA-Review 2019-001, 58 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2019-001.pdf:10.74MB

2017年6月6日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(現在は大洗研究所という。)燃料研究棟の実験室(108号室)において、核燃料物質を収納したウラン・プルトニウム貯蔵容器を点検するためフード内で貯蔵容器の蓋を開封する作業を行なっていた際に、貯蔵容器内の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部がフード外へ飛散して実験室内が汚染するとともに、点検作業に関わっていた作業員5名が内部被ばくする事故が発生した。事故発生後に組織された現場復旧チームは、事故直後から現場の汚染状況を把握するとともに、実験室内のグローブボックス等の設備機器を含め実験室の床, 壁, 天井等全域の除染を実施した。除染作業では、室内の設備機器の設置状況や汚染形態、汚染状況等を考慮し、手作業による拭き取り除染を実施するとともに、本手法にて除染できない狭窄部等についてはストリッパブルペイントによる剥離除染を併用することとした。その結果、浮遊性汚染については検出限界未満まで除染することができた。固着性汚染についてはストリッパブルペイントによる剥離除染後、養生等の措置を行った。本報告は、他の核燃料物質の取扱い施設、特にプルトニウム等の$$alpha$$放射性物質を取り扱う施設においても大いに参考となるものであり、今後の施設設備廃止に伴う除染作業の計画等に活用されることを期待する。

論文

Improvement of neutron startup source handling work by developing new transportation container for High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 篠原 正憲; 柳田 佳徳; 川本 大樹; 高田 昌二

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.260 - 266, 2017/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

HTTR(高温工学試験研究炉)では、起動用中性子源として小さなキャプセルに封入された$$^{252}$$Cf(3.7GBq)を3個炉内に装荷している。炉内黒鉛構造物の一つである制御棒案内ブロック内に中性子源入りの中性子源ホルダが装荷されており、約7年の頻度で交換している。中性子源入りの中性子源ホルダは輸送容器を使用して販売業者のホットセルからHTTR原子炉建家まで運搬される。中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷はHTTR原子炉建家内のメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業から、中性子源取扱作業の安全性向上を目的として輸送容器に係る2つの課題、作業者の被ばくリスク低減・予防及び中性子源ホルダの誤落下防止を抽出した。そして、これらの課題を解決できるHTTR起動用中性子源専用の輸送容器を従来の輸送容器のオーバーホールと同程度のコストで開発した。この結果、新たな輸送容器を使用して実施した中性子源の取扱作業は、安全に完遂された。

論文

Development of transportation container for the neutron startup source of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03

HTTRでは起動用中性子源として、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型($$phi$$1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・$$gamma$$線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺($$phi$$155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化($$phi$$820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化($$phi$$75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。

論文

Glass formation at the limit of insufficient network formers

小原 真司*; 鈴谷 賢太郎; 竹内 謙*; Loong, C.-K.*; Grimsditch, M.*; Weber, J. K. R.*; Tangeman, J. A.*; Key, T. S.*

Science, 303(5664), p.1649 - 1652, 2004/03

 被引用回数:126 パーセンタイル:95.14(Multidisciplinary Sciences)

無機ガラスは通常、共有結合性の強い構造ユニットが、長周期的な秩序を持つことなく、繋がってネットワーク構造を形成しているものである。代表的な無機ガラスであるケイ酸塩ガラス(MeO$$_2$$-SiO$$_2$$等)においては、SiO$$_4$$四面体同士が酸素の頂点共有で繋がりネットワーク構造を形成している。したがって、常識的な考えでは、アルカリ金属酸化物(Me$$_2$$O)あるいはアルカリ土類金属酸化物(MeO)のオルトケイ酸塩(モル比Me$$_2$$O/SiO$$_2$$ or MeO/SiO$$_2$$=2)は、ガラス化しないと考えられる。なぜなら、オルトケイ酸塩はネットワーク構造を形成するだけの十分な量の(ネットワーク形成物質)SiO$$_2$$を(SiO$$_4$$四面体を)含有していないからである。しかし、われわれは、大変純粋なMgオルトケイ酸塩ガラス(Mg$$_2$$SiO$$_4$$)を坩堝等の容器を使用しない融解-急冷法(コンテナレス法)で作成した。そして、このガラスでは、Mg-Oが、歪んだイオン結合性のMgO$$_4$$, MgO$$_5$$, MgO$$_6$$ユニットを形成し、それらが頂点あるいは稜を共有して新奇なネットワーク構造を形成していることを見いだした。この結果は、コンテナレスと同様の環境になっている星間からの物質中にこのMgオルトケイ酸塩ガラスに似た新奇なガラス相が見られる理由を示している。

報告書

解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用にかかわる放射線被ばくの検討

中村 寿; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2002-006, 58 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-006.pdf:2.56MB

原子力施設内での限定再利用を想定して、解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用により作業者が受ける被ばく線量を評価した。その結果、Co-60の放射能濃度がクリアランスレベルよりも2桁高い汚染金属を再利用した場合でも金型鋳鉄複合容器、スラグ受け容器、ドラム缶補強材の1体あたりの製造に関する被ばく線量が数$$mu$$Sv$$sim$$数十$$mu$$Svの範囲にあることがわかった。また、金型鋳鉄複合容器を利用した多重鋳造廃棄体の鋳造では、放射能濃度が最大37MBq/gの廃棄物を処分する場合でも、廃棄体の取り扱いに支障がないように重量を20t程度に抑え、放射性輸送物の運搬にかかわる線量当量率の基準を満足させられることがわかった。以上の結果より、放射線被ばくの観点からは、放射性の金属廃棄物を廃棄物管理のための製品に再利用することが可能であると考えられる。

論文

An Investigation of steel plate-cast iron hybrid casting process for recycling of low level radioactive metal waste

中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*

Materials Science Forum, 329-330, p.441 - 448, 2000/00

放射性金属の再利用に適した新しい鋳造技術の開発試験として、鉄板の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球で除熱を行う廃棄物収納容器の鋳造試験を、容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて実施した。この試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形特性をシミュレーションするため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を行った。その結果、(1)湯流れを考慮することで最終凝固位置が試験結果に近づくこと、(2)解析から得られた変形量及び変形パターンはほぼ試験結果と一致することなどが確認できた。本論文は、この鋳造試験に対する凝固解析及びそれに基づく変形解析の結果を中心に、試験結果との対比も含めて述べたものである。

論文

Steel plate-cast iron hybrid casting with steel shot mold

中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*

Proceedings Modeling of Casting & Solidification Processes 4, 1999, p.437 - 445, 1999/09

原子炉の解体により発生するレベルの低い放射性廃棄物の再利用を目的に、鋼板製の型枠に放射性金属の溶湯を流し込み、鉄球により除熱を行うことで廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した鉄球-金型複合鋳造法にかかわる試験、及び鋳造した容器内に放射能レベルの高い廃棄物を置き、溶湯で固定化して廃棄体とすることを想定した多重鋳造廃棄体の鋳造試験を行っている。これらの試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や容器の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJSCASTにより凝固解析を、非線形構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、これまでに実施した鋳造試験の概要及びその結果と凝固・変形解析結果との対比について述べたものである。

論文

An Investigation of steel plate-cast iron hybrid casting process for recycling of low level radioactive metal waste

中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*

Int. J.Cast Metals Res., 11(5), p.339 - 343, 1999/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

原子炉の解体により発生する低レベル放射性廃棄物の再利用を目的に、放射性の金属を再利用して廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した新しい鋳造方法の開発を行った。この方法の特徴は、鋼板製の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球により除熱を行うことで容器を鋳造することにある。鋳造試験はおもに容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて行った。また、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、この鉄球複合鋳造法による廃棄物収納容器の鋳造試験を対象に、鉄球複合鋳造法の概念、鋳造試験の結果及び凝固解析や変形解析から得られた知見について述べたものである。

論文

放射性金属廃棄物の限定再利用技術開発; 廃棄物収納容器鋳造試験

中村 寿; 平林 孝圀

日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.371 - 376, 1998/00

原子力発電施設の解体等において発生する廃棄物のうち、大部分を占める放射能レベルの極めて低いものについては、廃棄物管理の負担軽減を図る観点から十分安全に配慮したうえで資源として再利用することが重要である。このため、金属廃棄物の原子力施設内での再利用用途として角型廃棄物収納容器を選定し、鉄球を除熱材として、鉄板の型枠に金属溶湯を流し込むことにより廃棄物収納容器を鋳造する試験を行った。また、その際の溶湯の凝固特性や容器の変形特性を把握するため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を実施し、試験結果との比較・検討を行った。本論文は、この鋳造試験の概要、試験結果及び解析等から得られた知見について述べたものである。

論文

Analyses on pressure wave propagation and dynamic stress in mercury targets

石倉 修一*; 神永 雅紀; 須々木 晃*; 日野 竜太郎; 原田 巌*; 神庭 公祐*; 坂下 元昭*

Proc. of 14th Meeting of the Int. Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-14), 1, p.288 - 300, 1998/00

原研で計画している5MW水銀ターゲット成立性を明らかにするうえで、最大の課題である薄肉ターゲット容器の応力と内部に生ずる圧力波を解析した。その結果、矩形ビームを仮定した場合、最大応力170MPaがビーム窓中央で子午線方向の応力として生ずることを明らかにした。さらに、ビーム形状を矩形から放物線に変えると、子午線方向の応力は100MPaまで低減することを示し、ビーム形状がターゲット容器の成立性に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。また、容器内で発生する圧力については、矩形ビームを仮定した場合ビーム窓中心で100MPa、円筒内面において60MPaの圧力が生ずることを明らかにし、構造的に成立可能な目処を得た。

論文

Thermal and hydraulic design of mercury target; Cross flow type

神永 雅紀; 日野 竜太郎; 須々木 晃*; 坂下 元昭*; 中村 文人*; 田川 久人*

Proc. of 14th Meeting of the Int. Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-14), 1, p.269 - 277, 1998/00

5MW水銀ターゲットシステムの設計では、水銀による構造材の浸食や腐食を防ぐために低流速で十分な除熱能力を確保する必要がある。本報告では、低流速で除熱可能なクロスフロー方式ターゲットの概念を検討するために実施した熱流動解析結果について述べる。再循環流を防ぎ流れをビームに対してクロスされる構造とするため、容器内部にビームと並行に整流板を2枚設置し整流板に設けた開口部をビーム窓に近づくに従って大きくする構造を提案した。本構造を採用することにより、水銀の最高温度は220$$^{circ}$$C以下に、水銀流速は1.5m/s以下に抑えることが可能であることを解析により示した。さらに、開孔率を変えることにより最高温度を低減することが可能であるとの目処を得た。

論文

Design concept of disposal systems for highly activated waste

大越 実; 阿部 昌義; 吉森 道郎; 坂井 章浩

Proc. of Waste Management'98 (CD-ROM), 5 Pages, 1998/00

日本では、全ての放射性固体廃棄物は、埋設処分をすることが基本となっている。しかしながら、原子炉の運転及び廃止措置に伴って発生する、高放射化廃棄物についてはその具体的な処分方針が決定されていない。これらの放射性廃棄物の安全かつ合理的な処分方策の確立に資するため、高放射化廃棄物の発生量及び放射能量の推定、大型処分容器及び処分施設の概念設計並びに安全解析を行った。その結果、放射能レベルに応じて3種類の鋼板または鋳鉄製処分容器を用いた場合に、19基のPWRと23基のBWRの運転及び廃止措置に伴って発生する高放射廃棄物を収納した廃棄物パッケージの総容積は約27,000m$$^{3}$$、重量は約196,000トンとなった。また、トンネル型処分施設とサイロ型処分施設について概念設計を行い、その安全性を評価した結果、いずれの施設においても安全に高放射化廃棄物を処分できる見通しが得られた。

論文

Dismantling of the Japan Power Demonstration Reactor biological shield by controlled blasting

小澤 一茂; 中村 竹夫; 久保 隆司*; 石澤 昭浩; 清木 義弘*; 柳原 敏

WM'95,Conf. Proc. (CD-ROM), 0, 10 Pages, 1995/00

JPDR解体実地試験では放射能レベルの低い生体遮蔽体コンクリートの解体に制御爆破工法を適用し、技術の実証を行うとともに、各種の作業データを取得した。解体の第1段階としてはEL18.65m~EL2.1mまでの比較的放射能レベルの低い表層約40cmの部分を解体撤去し、発生したコンクリート類は鋼製容器に収納し原研内の保管廃棄施設内に保管した。解体の第2段階ではEL18.65m~EL-4.55mまでの極めて放射能レベルの低い外側部の解体を制御爆破工法に重機を取り入れ短期間のうちに行った。解体により発生したコンクリート類はフレキシブルコンテナに収納し、今後埋設試験に適用される予定である。本報ではこれらの作業内容や取得したデータについて報告する予定である。

報告書

HEATING5-JR:有限差分法による非線形熱伝導計算プログラム

幾島 毅; 中里 力*

JAERI-M 83-184, 101 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-184.pdf:2.02MB

有限差分法による多次元非線形熱伝導計算プログラムHEATING5の改良版HEATING5-JRが作成された。HEATING5-JRでは、HEATING5の入力データおよび計算結果の図形表示のためのプリおよびポストブロセッサが付けられている。本報告には、計算式、計算プログラムの説明およびユーザのための入力および出力形式が記述されている。数個の計算例が、計算プログラムの使用を説明するために記述されている。なお、本報告は、すでに報告されたJAERI-memo 58-028を訂正したものであり、核燃料輸送容器の熱計算に有効に利用できるものである。

報告書

SHOCK-JR; 核燃料輸送容器の衝撃解析プログラム

幾島 毅; 中里 力*; 下田 収*; 内野 守*

JAERI-M 83-010, 48 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-010.pdf:1.0MB

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-$$beta$$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。

報告書

IMPAC2-JR; 核燃料輸送容器の衝撃解析プログラム

幾島 毅; 中里 力*

JAERI-M 83-009, 50 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-009.pdf:1.33MB

核燃料輸送容器の衝撃解析プログラムIMPAC-JRについて、その解析法、計算プログラムの内容、入力形式と出力形式について述べたものである。計算プログラムでは、輸送容器は1次元モデルとし、集中質量系、非線形スプリングによってモデル化する。IMPAC2-JRはロスアラモス国立研究所において作成されたIMPAC2を改良したものであり、改良点は、単位系をSI系にしたこと、および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、本報告は未公開メモ(JAERI-Memo9926)を公開するに当り、加筆したものである。

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