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論文

3次元実形状モデルを用いた高温工学試験研究炉の原子炉建家と排気筒の衝突解析

小野 正人; 藤原 佑輔; 松本 哲郎*; 飯垣 和彦

日本原子力学会和文論文誌, 19(2), p.110 - 120, 2020/06

これまでの竜巻起因の飛来物に対する原子炉建家の健全性評価は、単純な形状の飛来物に対する経験式を用いて、飛来物の貫入、裏面剥離、貫通といった局所的な破壊モードを予測している。しかしながら、現実的には原子炉建家の周辺には排気筒等の複雑な形状の建物・構築物があり、それらが原子炉建家に衝突するおそれがあるものの、従来の評価式では複雑な形状の飛来物に対する評価は困難である。そこで本研究では、複雑な形状の飛来物の衝突を想定し、原子炉建家の健全性を評価する手法を検討した。

報告書

研究炉使用済燃料輸送容器の改造必要性について; JRC-80Y-20T落下衝撃解析結果の検討

研究炉使用済燃料輸送容器構造検討グループ

JAERI-Review 2005-023, 133 Pages, 2005/07

JAERI-Review-2005-023.pdf:18.88MB

原研では、2基のステンレス製研究炉使用済燃料輸送容器JRC-80Y-20Tを作製し、1981年から使用してきた。シリサイド燃料を輸送するために設計変更を米国原子力規制委員会(NRC)に申請したが、落下衝撃解析に用いたDavisの評価式がその適用範囲外であることを指摘され、2004年4月以降の容器使用が認められなかった。衝撃応答解析コードLS-DYNAを用いた計算結果を追加でNRCに提出したが、蓋のシール領域に塑性変形を示しており、依然として容器承認が取得できなかった。このような輸送容器の設計承認問題に対応するため、検討グループを6月末に設置した。同グループでは、まず既に実施した落下解析結果の妥当性検討として、入力データの妥当性検討及び感度解析を実施した。検討した範囲において落下解析がおおむね妥当であり、解析結果の見直しだけで容器承認をNRCから得ることはできないと結論付けた。

論文

Long-term contaminant migration and impacts from uranium mill tailings

H.Camus*; R.Little*; D.Acton*; A.Agueero*; D.Chambers*; L.Chamney*; J.L.Daroussin*; J.Droppo*; C.Ferry*; E.Gnanapragasam*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 42, p.289 - 304, 1999/00

 被引用回数:16 パーセンタイル:42.11(Environmental Sciences)

生態圏核種移行モデルの検証に関する国際共同研究BIOMOVSIIにおいて、ウラン鉱滓処分場から放出される汚染物質の長期的影響評価に用いられる移行モデルの比較を目的としたワーキンググループが設置された。本ワーキンググループは、まず仮想的なシナリオを用いて、主要な移行過程に関する各モデルの妥当性について確認し(V1)、次いでより現実的なシナリオを用いて、各モデルによる解析結果の比較を行った(V2)。この二段階の方法を用いたことにより、V2シナリオでは、ほとんどの評価項目においてファクター3以内と良く一致した解析結果が得られた。

報告書

CASKET: A Computer code system for thermal and structural analyses of radioactive material transport and/or storage cask

幾島 毅

JAERI-Data/Code 98-018, 109 Pages, 1998/05

JAERI-Data-Code-98-018.pdf:2.65MB

放射性物質輸送・貯蔵容器の熱・構造解析コードシステムCASKETについて記述したものである。CASKETは輸送・貯蔵容器の放熱や火災時の熱伝導計算用2次元解析及び落下衝突計算、さらには地震時のロッキング振動計算のための簡易解析コードを集めたものである。CASKETには計算に必要なデータ:伝熱解析用データ、構造解析用データ、フィンエネルギー吸収データが付属している。本コードシステムを構成しているコード及びデータライブラリーはそれぞれ別途JAERI-Data/Codeとして報告されている。

報告書

IMPACLIB: A Material property data library for impact analysis of radioactive material transport casks

幾島 毅

JAERI-Data/Code 97-049, 101 Pages, 1997/12

JAERI-Data-Code-97-049.pdf:2.36MB

本報告書は放射性物質輸送容器の落下や衝突解析に必要な材料の衝撃特性データ、ならびに応力解析に必要なデータのライブラリー及びその図形処理プログラムIMPACLIBについてまとめたものである。データライブラリーに含まれる材料の種類は、輸送容器の主要構成材料である構造用鋼、ステンレス鋼、鉛及び木材である。材料データの種類は熱膨張率、縦弾性係数、横弾性係数、ポアソン比及び応力-ひずみ特性である。IMPACLIBの主要な特徴は次の通りである。(1)データは温度の関数あるいは、ひずみ測度の関数として与えられている。(2)応力-ひずみ特性に関して13種類の近似式で整理できる。(3)データは図表で表示できる。(4)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いずれによっても使用できる。

報告書

PUNCTURE; A Computer program for puncture analysis of radioactive material transport casks

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。

報告書

FINLIB; A Fin energy absorption data library for impact analysis of radioactive material transport cask with fins

幾島 毅

JAERI-Data/Code 97-035, 83 Pages, 1997/09

JAERI-Data-Code-97-035.pdf:1.94MB

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、フィンの塑性変形量に対するフィンエネルギー吸収データを用いている。このエネルギー吸収データは、オークリッジ国立研究所(ORNL)及びカナダのモンセルコ社(MONSERCO)の実験によって得られている。落下衝突時の最大加速度とフィンの最大変形量を計算するプログラムFINCRUSHのデータライブラリー作成プログラムFINLIBを作成した。FINLIBの主要な特徴は次の通りである。(1)ORNLとMONSERCOのデータから、FINCRUCHのデータを作成するのみならず、データの相互比較を容易に行える。(2)データを図形表示できる。(3)大型計算機以外にもワークステーション及びパーソナルコンピュータ版も用意した。本報告書はFINLIBのデータ、計算プログラム及び入力データ等のユーザズガイドについて記述している。

報告書

FINCRUSH: A Computer program for impact analysis of radioactive material transport cask with fins

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。

報告書

CRUSH2:A Simplified computer program for impact analysis of radioactive material transport casks

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。

報告書

CRUSH1: A Simplified computer program for impact analysis of radioactive material transport cask

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。

論文

Computer code system for structural analysis of radioactive materials transport

幾島 毅; 大鹿 順司*; 石渡 俊*

PATRAM 95: 11th Int. Conf. on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, 3, p.1174 - 1181, 1996/00

放射性物質輸送容器の構造解析(落下・衝突)コードシステムCASKETを開発した。本コードシステムは、落下、衝突、貫通解析、材料データライブラリー、フィンエネルギー吸収データライブラリーに関して、5種類のコードと、2種類のデータライブラリーから構成されている。コードの計算結果の妥当性を明らかにするために実験データと比較検討した。本コードシステムは、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いずれにおいても使用可能となっている。講演ではパーソナルコンピュータを用いたデモンストレーションを行う予定である。

報告書

放射性物質輸送容器構造解析ハンドブック

幾島 毅

JAERI-M 91-060, 164 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-060.pdf:3.1MB

本文は放射性物質輸送容器の安全解析の一部分である構造解析に関して、使用されている安全解析法、安全解析条件、計算コード、材料データについてまとめ、解析および評価を行うために便利なようにハンドブックとしたものである。

報告書

Seismic study on high temperature gas-cooled reactor core

幾島 毅

JAERI 1322, 157 Pages, 1991/04

JAERI-1322.pdf:5.34MB

ブロック型燃料から構成された高温ガス冷却炉が地震の起りうる地域に建設される場合には、炉心の耐震性を明らかにするための研究が必要とされる。本論文は高温ガス冷却炉炉心の耐震性に関する基礎的な実験と解析に関するものであり、内容は次のとおりである。最初に、黒鉛ブロックを積み上げたカラムの基本的な振動特性であるソフトスプリング特性および衝突時のハードスプリング特性について実験によって明らかにした。次に、2次元垂直炉心および2次元平板炉心による耐震実験を行い、変位特性および衝突特性を明らかにした。そして、これらの実験結果をもとに高温ガス冷却炉炉心の地震応答解析法と計算プログラムを開発した。

論文

放射性物質輸送容器の衝突解析用簡易計算コードの開発,第1報; 緩衝体付き輸送容器衝突計算コードCRUSH

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。

報告書

CRUSH; a simplified computer program for impact analysis of radioactive material transport casks

幾島 毅

JAERI-M 90-004, 54 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-004.pdf:0.79MB

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。

報告書

SONATINA-2H; A Computer program for seismic analysis of the two-dimensional horizontal slice HTGR core

幾島 毅

JAERI-M 90-003, 129 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-003.pdf:2.62MB

高温ガス炉水平2次元炉心の地震解析プログラムSONATINA-2Hを開発した。SONATINA-2Hは、側方反射体とその拘束構造物及び炉心支持構造物を含めた水平2次元炉心モデルの解析が可能である。解析モデルでは、ブロックは剛体として取り扱い、炉心支持構造物に、コラム等価ばねと粘性ダンバーによって取り付けられたものとする。近接ブロック間の衝突はスプリング-ダッシュポットによってモデル化する。SONATINA-2Hは水平2軸同時地震入力に対して解析可能である。SONATINA-2Hの解析結果は実験結果と良く一致しており、本計算プログラムによって、高温ガス炉炉心の地震挙動を解析することができる。本報告は解析モデルの数式化、入力と出力データを示したユーザマニュアル及び計算例について記述したものである。

論文

核燃料輸送容器熱・構造計算コードの比較検討

幾島 毅; 金衛 敬興*; 島田 裕久*; 下田 収*

日本原子力学会誌, 26(9), p.781 - 792, 1984/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

核燃料輸送容器の熱・構造設計や解析に使用できる多くの計算コードがある。核燃料輸送容器の熱・構造解析をする者にとっての1つの問題は、使用する計算コードの選択である。このため、計算結果の妥当性を評価するために、核燃料輸送容器の熱・構造計算コードの検証計算を実験結果と比較して実施した。本報告は検証計算結果について述べたものである。

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。

論文

Seismic research on block-type HTGR core

幾島 毅; 本間 敏秋*; 石塚 宏*

Nucl.Eng.Des., 71, p.195 - 215, 1982/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:62.89(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉の開発に関して、日本原子力研究所において実施された炉心の耐震研究について述べたものであり、内容は(1)耐震研究計画、(2)耐震試験内容と得られた主要な結果、(3)シミュレーション解析から構成されている。耐震試験では、1コラム炉心、1領域炉心、垂直2次元炉心、水平2次元炉心による結果を述べ、炉心の変位特性、衝突特性、炉心支持剛性の変化による変位と衝突特性についても記述している。シミュレーション解析では、変位と衝突特性について試験結果と比較して、解析法の有効性を明らかにしている。

報告書

高温ガス炉炉心の1コラム模型による耐震試験と解析

幾島 毅; 石塚 宏*

JAERI-M 9265, 90 Pages, 1981/01

JAERI-M-9265.pdf:3.13MB

黒鉛ブロックから構成された多目的高温ガス実験炉炉心の耐震研究の第1段階として、炉心構成要素であるブロックを積み上げたコラムの1/2縮尺模型の耐震試験と解析についての報告書である。得られた結果は次の通りである。(1)コラムはブロックのロッキング運動に起因するソフトスプリング特性を有する。また、ギャップによるがた系のハードスプリング特性を有する。コラムは非線形の共振特性を有し、跳躍を伴なった履歴現象を示す。(2)加振振幅の増加に従って、コラムの共振振動数は降下する。(3)加振加速度の増加に従って、衝撃力は増加する。(4)ギャップ幅の増加に従って、衝撃力は増加する。(5)地震波入力に対する応答値は正弦波のそれの40~70%である。(6)コラムの減衰定数は約30%であり、コラムの振幅の増加に従って増加する。(7)コラムの変位と衝撃力の実験値と解析値は良い一致をみた。なお、本報告書は1コラム耐震試験に関する総合報告書である。

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