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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:0.00(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。

論文

放射線管理業務への人工知能(AI)適用,I; UTI-LISP言語による放射性物質等運搬時のエキスパートシステムの開発

木村 義隆*; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫

保健物理, 25, p.11 - 17, 1990/00

近年、科学の様々な分野で解釈・判断業務を支援するための人工知能(AI)が適用されている。放射線管理業務へAIを適用する第一段階として放射性物質等運搬時の輸送区分、容器等の判断を支援するエキスパートシステムを開発した。システムは、ルール化した法令等に記載されている運搬手続きに従い、運搬する核種、数量、性状、輸送方法等のユーザー入力情報をもとに前向き推論法で運搬物の輸送区分、容器、標識および枚数を解釈・判断する機能を有している。本システムの開発により、放射性物質等搬出時の解釈・判断事項の合理化、均一化および信頼性の向上が図られ、AI適用の有効性を確認することができた。

論文

Development of expert system for transport of radioactive materials with the KEE tools

木村 義隆*; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫

Proc. Int. Conf. on Supercomputing in Nuclear Applications, p.540 - 545, 1990/00

本報は、高度化放射線管理システム構築に、AI(人工知能)を適用するための第一段階として開発した放射性物質輸送時のエキスパートシステムのプロトタイプについてまとめたものである。本システムは、輸送物および輸送容器の区分に関する判断、輸送容器の適合性診断と複数の放射性物質を限定された容器で輸送する場合の輸送可能放射能の組合せに関する判断を行う3つのサブシステムで構成されている。本システムの開発により、放射性物質の輸送準備段階における放射線管理上の解釈・判断業務の合理化と信頼性の向上が図れ、高度化放射線管理システムのデータベース構築に有効なデータベースも構築することができた。

論文

原研における原子炉解体廃棄物処理技術開発の現状

加藤 清

放射性廃棄物管理専門研究会報告書, p.24 - 28, 1987/00

原子炉解体技術開発の一環として、解体廃棄物の処理技術等の開発を57年度から下記のテーマについて進めてきた。(1)高放射化解体物理用コンテナ及び低中レベル廃棄物用パッケージ、(2)金属解体物の圧縮切断と高圧縮処理技術、(3)コンクリート解体物のセメント固化処理技術、(4)大型機器類の表面汚染固定処理技術、(5)解体廃棄物の管理システムの評価検討。これらの技術開発の現状を紹介する。 (内容については、主に原子力工業第32巻第9号(1986)に掲載されたものである。)

論文

The computer code system CASKETSS for thermal and structural analysis of packagings and its applications

幾島 毅; 金衛 敬興*; 佐々木 努*; 島田 裕久*; 下田 収*

Packaging and Transportation of Radioactive Materials,Vol.2, p.577 - 584, 1987/00

放射性物質輸送容器の熱及び構造強度安全解析用の計算コードシステムCASKETSSの特徴とその応用について述べたものである。CASKETSSコードの特徴は(1)入力データの自動作成機能、(2)標準的な熱及び構造強度に関する材料データライブラリーの付属、(3)計算結果の図形表示と応力評価の機能、(4)高速計算のためにベクトル化プログラムの採用である。このコードシステムの適用として、使用済燃料輸送容器の耐火実験解析、UO$$_{2}$$粉末輸送車両の衝突実験解析、使用済燃料輸送容器の落下衝突、実験解析を行った。計算値は実験値と良い一致を示し、コードの信頼性が確かめられた。衝突解析では、材料のひずみ速度依存性データを用いることによって、より実験値に近い計算値が得られることを示した。

論文

III,原子炉解体技術開発の現状,6; 解体廃棄物処理処分技術

沼宮内 弼雄; 加藤 清

原子力工業, 32(9), p.74 - 79, 1986/00

原子炉施設の解体に際しては、金属解体物やコンクリート解体物などの放射性廃棄物が解体期間中に集中的に大量に発生する。このため、解体廃棄物の処理技術等の確立をはかる必要がある。原研における解体廃棄物処理処分関連技術の開発として、57年度から、(i)解体廃棄物のパッケージ技術、(ii)金属廃棄物の減容処理技術(圧縮切断と高圧縮処理法)、(iii)コンクリート廃棄物のセメント固化処理技術、(iv)大型機器やコンクリート解体物の表面汚染固定処理技術、(v)解体廃棄物の管理システムの評価検討について、技術開発を進めてきた。これらの技術開発の現状を簡単に解説する。

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