検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 35 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

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

Proposal of laser-induced ultrasonic guided wave for corrosion detection of reinforced concrete structures in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant decommissioning site

古澤 彰憲; 竹仲 佑介; 西村 昭彦

Applied Sciences (Internet), 9(17), p.3544_1 - 3544_12, 2019/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:72.92(Chemistry, Multidisciplinary)

本研究の狙いは、鉄筋と周囲のコンクリートの密着性が、鉄筋を伝播する超音波に与える影響を実験的に調査し、鉄筋コンクリートの腐食劣化の検査法への適用可能性を示すことである。最初に、密着性の異なる鉄筋コンクリートの試験体をもちいて、密着の有無と密着強度の劣化が鉄筋を伝播する超音波に与える影響について実験・調査する。次に、健全な鉄筋コンクリート試験体を加速腐食試験に供し、腐食の程度に伴って変化する超音波の波形について実験・調査する。得られた超音波の波形は周波数解析と群速度分散極性の解析解との比較検討を行い、鉄筋の腐食劣化の検査法への適用の観点から重要な事項について議論する。最後に、腐食劣化による鉄筋と周囲のコンクリートの密着性の変化は、超音波信号の周波数領域に明瞭に表れ、鉄筋コンクリートの非破壊検査法に有効であることが分かる。

報告書

安全研究センター成果報告書(平成27年度$$sim$$平成29年度)

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB

日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度$$sim$$平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

論文

Creep deformation analysis of a pipe specimen based on creep damage evaluation method

勝山 仁哉; 山口 義仁; Li, Y.

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

過酷な条件下における原子炉機器の破損挙動を評価するための手法の整備が重要となっている。我々は、有限要素法を用いて、高温下における機器のクリープ変形及び損傷挙動を評価するための手法の整備を進めている。本研究では、COSSALベンチマーク解析の一環として、我々が整備したクリープ損傷評価手法の検証を行うことを目的に、大型管状試験体に対する損傷評価を行った。その結果、材料の損傷を考慮したクリープ構成則が最も精度がよいことなどを示した。

論文

Time domain response analysis for assembly by integrating components

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 松川 圭輔*; 大嶋 昌巳*; 井土 久雄*

Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08

システム計算科学センターではFIESTAと呼ぶ組立構造解析コードをベースとした仮想振動台の研究開発を展開している。本報では、千代田化工建設と協力し、石油プラントのストラクチャーの仮想振動台実験を実施した結果について報告する。仮想振動台実験を用いた数値実験では、石油プラントのストラクチャーを詳細に部品毎にモデル化し、部品毎に作成された有限要素分割モデルを統合して、組宛て構造解析コードを用いて、動的解析を実施した。時刻歴応答解析では、オンサイト波等4波を用いて京コンピュータで計算した。いずれの計算でも俯瞰的には従来の解析技法による結果が保守的であることを確認でき、詳細な部位の計算では仔細な構造挙動の分析が可能となった。

論文

Numerical modeling assistance system in finite element analysis for the structure of an assembly

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

数値解析結果の妥当性を推定する手段の一つを提案する。有限要素法による構造解析をスーパーコンピュータの並列計算機能を活用して実行し、解析結果の相違を分析するとともに、入力データである有限要素分割の粗密を変更した解析結果を分析し、数値計算的な確かさを推定するシステムを提案する。解析結果を表現する解析結果モデルの形成過程は、データベースで機能IDとその計算手順のリストによって記述する。解析モデルマネージャは、計算手順を記述したリストの順序によって、すなわち複数の数値計算手続きにより、シミュレーションを実行することで、目的とするシミュレーションの数値計算解を出力する。その結果、目的とするシミュレーション結果が複数生成されることから、これらの結果の相違を比較し分析することで、解の正確さを推定する。本論での数値実験は静解析と動解析で実施し、その正確さを判断するための必要な手続きを明らかにした。数値実験は、京を用いて行った。

論文

Design study around beam window of ADS

大井川 宏之; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 西原 健司; 斎藤 滋; 水本 元治; 高野 秀機*; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.325 - 334, 2005/11

原研は、マイナーアクチニド(MA)の効果的な核変換を目的とした加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を進めている。原研が提案するADSは、熱出力800MWの鉛ビスマス冷却タンク型未臨界炉でMAとプルトニウムを混合した窒化物燃料を装荷する。鉛ビスマスは入射陽子ビームによる核破砕反応で中性子を発生させるターゲットとしても使用される。本研究では、ビーム窓周辺の設計に焦点を絞ったADSの成立性について検討した。ホットスポット燃料ピンの冷却性確保のために、ターゲット領域とダクトレス燃料集合体の間に隔壁を設けた設計とした。また、ビーム窓の冷却を効果的に行うように、流調ノズルを設けた。熱流動解析の結果、最大ビーム出力30MW時においても、ビーム窓の外表面最高温度を摂氏500度以下に抑制できることがわかった。外圧とビーム窓内の温度分布の結果生じる応力も、許容制限値以下となった。

報告書

ITERトカマクの耐震性評価にかかわる振動試験計画

武田 信和; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-073, 59 Pages, 2005/01

JAERI-Tech-2004-073.pdf:11.36MB

ITERトカマクは異なる運転温度の機器からなり、その温度差による熱変形を許容するために、支持脚に柔軟性を持たせている。このような構造上の特徴から、ITERトカマクは複雑な振動挙動を示すことが予想され、耐震設計においてはこの点について十分に考慮する必要がある。このような構造はこれまでに例がないため、耐震設計に用いる数値解析モデルを事前に実験により検証することが必要不可欠である。特に、支持構造については板バネとボルト等からなる複雑な構造体であり、その機械的特性の把握は重要である。本報告は、ITERトカマクの耐震設計に必要となる一連の振動試験計画について、その全体計画を示すものである。トカマク全体の振動特性を把握するための試験は、可能であれば実規模の試験体を用いて行うことが望ましいが、試験設備の制約から縮小試験体を用い、スケール則を適用して試験結果を解釈する。また、スケール則が適用できない現象である減衰特性については、支持脚の実規模試験体を用いて試験を実施する。さらに、真空容器縮小試験や支持脚小型縮小試験といった、その他の補完的な試験も合わせて計画されている。

論文

A Neutron crystallographic analysis of a rubredoxin mutant at 1.6 ${AA}$ resolution

茶竹 俊行*; 栗原 和男; 田中 伊知朗*; Tsyba, I.*; Bau, R.*; Jenney, F. E. Jr.*; Adams, M. W. W.*; 新村 信雄

Acta Crystallographica Section D, 60(8), p.1364 - 1373, 2004/08

 被引用回数:31 パーセンタイル:88.46(Biochemical Research Methods)

${it Pyrococcus furiosus}$由来ルブレドキシンの高い熱安定性の起源を明らかにするため、その変異型に対する1.6${AA}$分解能中性子結晶構造解析(重水中で結晶育成)を生体高分子用中性子回折装置BIX-3(原研原子炉JRR-3内設置)を用いて行った。${it P. furiosus}$由来ルブレドキシンは、通常の熱安定性を持つ常温菌由来のルブレドキシンと異なるアミノ酸残基部分を持つ。そこで、その中で重要と考えられる3つの残基を常温菌のものに変えた変異型を発現させ、その水素結合パターンを変異の無い野生型と比較した。その結果、変異を行った残基の一つで水素結合パターンの違いが明らかになった。これをもとに熱安定性の議論を行った。一方で、このタンパク質の水素/重水素置換率の詳細も調べた。その結果、ルブレドキシンの鉄-硫黄中心(酸化還元機能を司る)にかかわる4つのシステイン残基周辺は、最も水素/重水素置換が進んでいないということがわかった。これはこの周囲の構造が安定であることを示唆している。加えて、この高分解能な中性子構造解析により、水和水の秩序性も含めた詳細な水和構造が明らかになった。

論文

Neutron crystallographic study on rubredoxin from ${it Pyrococcus furiosus}$ by BIX-3, a single-crystal diffractometer for biomacromolecules

栗原 和男; 田中 伊知朗*; 茶竹 俊行*; Adams, M. W. W.*; Jenney, F. E. Jr.*; Moiseeva, N.*; Bau, R.*; 新村 信雄

Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 101(31), p.11215 - 11220, 2004/08

 被引用回数:46 パーセンタイル:62.17(Multidisciplinary Sciences)

原研原子炉JRR-3設置の生体高分子用中性子回折装置BIX-3を用いて、高い熱安定性を持つ${it Pyrococcus furiosus}$由来ルブレドキシンの中性子結晶構造解析を行った。結晶化はH原子からのバックグラウンドを抑えるため重水中で行った。回折実験は常温で行い、1.5${AA}$分解能でデータ収率81.9%を得た。立体構造モデルの精密化では、306個のH原子と50個のD原子及び37個の水和水を同定した。その結果、モデルの信頼性を示す${it R}$因子及び${it R}$$$_{free}$$因子は最終的に各々18.6%, 21.7%となった。この中性子解析により、X線解析では明確でなかったアミノ酸側鎖のO-D結合の方位を明らかにできた。また、主鎖のN-H結合のH原子は多くがD原子に置換されている一方で、その中で5つのH原子は置換されずに保たれていることがわかった。これはその周囲の高い構造安定性を示す。さらに中性子散乱密度図では、このタンパク質の高い熱安定性に寄与していると考えられているND$$_{3}$$$$^{+}$$末端のその周囲に広がる水素結合ネットワークを詳細に明らかにすることができた。

論文

原子力耐震情報管制システムの開発

中島 憲宏; 木村 英雄; 樋口 健二; 青柳 哲雄; 鈴木 喜雄; 平山 俊雄; 矢川 元基

第23回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.117 - 120, 2004/06

原子力プラントの安全・安心ソリューションとして、より確実な担保が求めらている。発電プラント全体を組立品として安全解析するシステムを並列分散コンピュータ(グリッド・コンピューティング)上で開発した。弱連成を主体とした構造-流体-熱問題をシミュレーションできる環境を実現した。これにより原子力の設計・安全基準などへの計算科学による裏づけを与え、安全・安心な技術を支援する。

報告書

1MW核破砕中性子源における陽子ビーム窓の構造設計検討

寺奥 拓史*; 寺田 敦彦*; 前川 藤夫; 明午 伸一郎; 神永 雅紀; 石倉 修一*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2003-026, 77 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-026.pdf:19.78MB

原研とKEKが共同で推進している大強度陽子加速器計画(J-PARK)では、物質・生命科学研究の展開を図るため、1-MWの核破砕中性子源を建設する。陽子ビームは陽子ビーム窓を通過し、中性子源ターゲットに入射する。この陽子ビーム窓は、陽子ビームラインの高真空領域とターゲットやモデレータを格納しているヘリウムベッセル内のほぼ大気圧のヘリウム雰囲気との境界壁となる。陽子ビームとの反応で窓材料は高密度の熱を発生するため、陽子ビーム窓は軽水で冷却される。したがって、過大な熱応力や冷却水沸騰の要因となるホットスポットが発生しないように窓部における均一な流量配分を実現し、冷却水の内圧応力や発熱による熱応力に対する十分な構造強度を満足する必要がある。本報では、製作性に優れた平板型構造及び応力的に有利な曲面型構造の陽子ビーム窓を提案し、設計検討の一環として構造強度評価及び熱流動解析評価を行った。その結果、窓部では均一な冷却水の流動により十分な除熱性能が確保でき、また内部の冷却水圧力による応力及び熱応力を許容応力値以下に抑えることができたため、現設計で陽子ビーム窓として成立することを確認した。

報告書

HTTRの出力上昇試験結果に基づく中間熱交換器の構造強度評価

竹田 武司; 橘 幸男; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2002-091, 45 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-091.pdf:1.77MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の中間熱交換器(IHX)は、ヘリウム/ヘリウムの熱交換器であり、高温ガス炉の核熱利用を将来実証するうえで重要な機器である。IHXの熱容量は10MWであり、ヘリカルコイル状の伝熱管を96本有している。IHXの構造設計では、内部構造物のうち、ハステロイXR材である伝熱管,内筒等に対して弾クリープ解析を実施している。HTTRの出力上昇試験の中で、原子炉スクラム時におけるIHX内の冷却材温度変化は設計時の想定より早いことがわかった。そこで、出力上昇試験で得られた冷却材温度データに基づき、想定した高温試験運転で全出力(30MW)からの原子炉スクラム時の冷却材温度変化が、IHXの伝熱管,内筒下部レジューサの構造強度に及ぼす影響について調べた。その結果、寿命期間中(10$$^{5}$$h)の累積クリープ主ひずみ,累積クリープ疲れ損傷係数は、「高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針」に定められた制限値を満足していることを確認した。

論文

Crystalline and nearly stoichiometric vanadium nitride thin film by PLD

Dai, Z.*; 宮下 敦巳; 山本 春也; 鳴海 一雅; 楢本 洋

Thin Solid Films, 347(1-2), p.117 - 120, 1999/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:74.9(Materials Science, Multidisciplinary)

耐熱材料として、あるいは炭素、窒素輸送の媒体として有用な遷移金属化合物の構造・物性評価研究の一環として、レーザー蒸着法によるVN化合物の合成を行い、構造解析の結果、化学量論比に秀れたVN$$_{0.96}$$単結晶膜の合成に成功したので報告する。構造解析には、Auger電子分光、イオン散乱法、X線回折法を用いた。

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

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。

論文

Structural analysis of blanket system and vacuum vessel for international thermonuclear experimental reactor (ITER)

喜多村 和憲*; 小泉 興一; 高津 英幸; 伊藤 裕*; 中平 昌隆; 多田 栄介; 常松 俊秀

Fusion Technology 1996, 0, p.1403 - 1406, 1997/00

国際熱核融合炉(ITER)のブランケット及び真空容器の支持構造系のプラズマ崩壊時の電磁力下における機械的挙動の把握と健全性評価を目的に3次元FEM構造解析を行い、自重、電磁力、熱荷重等の負荷時における各部の構造健全性を評価した。その結果、真空容器及びブランケット支持構造系の大部分の部位は使用材料(SS316)の許容応力内であったが、インボード及びアウトボード後壁下部については、板圧増加等の補強、もしくはプラズマ崩壊時のVDE荷重の見直しが必要であることが分かった。

報告書

Structural analysis of vacuum vessel and blanket support system for international thermonuclear experimental reactor(ITER)

喜多村 和憲*; 小泉 興一; 島根 秀夫*; 高津 英幸; 多田 栄介

JAERI-Tech 96-049, 37 Pages, 1996/11

JAERI-Tech-96-049.pdf:1.75MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器およびブランケット支持構造系の機械的健全性評価の一環として、自重、電磁力、熱荷重等の負荷に対して、3次元FEM解析を実施した。その結果、真空容器及びブランケット支持構造系の大部分の部位は使用材料の許容応力内であったが、後壁インボード下部については板厚の増加による補強が必要であることが分かった。又、支持系全体の固有値解析を実施した結果、真空容器支持脚は耐震上の観点から、ブランケット支持構造物はVDE(垂直方向プラズマ消滅)電磁力の座屈強度の観点から、各々剛性を増加する必要があることが分かった。

35 件中 1件目~20件目を表示