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報告書

PHITSコードを用いたHTTR原子炉起動用中性子源の交換作業に伴う遮蔽計算

篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明

JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01

JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB

高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。

報告書

HLW-79Y-4T型核燃料輸送容器の解体と廃棄

山口 五十夫*; 森田 泰治; 藤原 武; 山岸 功

JAERI-Tech 2005-054, 61 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-054.pdf:12.38MB

HLW-79Y-4T型核燃料輸送容器(通称サンドリオン)は、日本原子力研究所東海研究所における群分離試験において使用する高レベル放射性廃液を核燃料サイクル開発機構東海事業所より輸送する目的でフランスより購入し、日本の国内法規に適合するよう改造を行い、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則」に適合したBM型輸送物である。本輸送容器は1980年に核燃料輸送物設計承認を、1981年には輸送容器承認を受け、1982年から1990年にかけて5回の高レベル放射性廃液の輸送を実施した。その後は、所外の施設より高レベル廃液を搬入する手段を確保しておく必要性から、本輸送容器の健全性維持,承認容器としての更新手続きを実施してきた。しかし、研究の進展に伴い、所内においても高レベル廃液の入手が可能となったため、本輸送容器は、運搬容器としての使命を終えたと判断し容器承認を廃止した。不要となった輸送容器を廃棄処分するため、あらかじめ、輸送容器各部の線量当量率や表面密度を調査し、その結果から輸送容器を廃棄処分する方法を決定した。本報告書はこれらの決定事項に基づき、内容器内の放射性物質の除染,機構部解体,遠隔分別収納,容器表面放射性物質の除染等の諸作業を実施した結果についてまとめたものである。

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

Development of fission source acceleration method for slow convergence in criticality analyses by using matrix eigenvector applicable to spent fuel transport cask with axial burnup profile

黒石 武; 野村 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(6), p.433 - 440, 2003/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.06(Nuclear Science & Technology)

実際の使用済み燃料輸送容器の臨界安全性解析において有効な核分裂源収束加速手法を研究した。OECD/NEA燃焼度クレジットベンチマーク問題II-Cでは、炉内中性子束測定に基づいて、ほぼ対称形から強非対称形に至るまでのさまざまな軸方向燃焼度分布が提案された。その中のいくつかのケースにおける従来モンテカルロ手法の計算結果は、核分裂源分布の極めて緩慢な収束性を示し、臨界性統計評価のための信頼し得る核分裂源分布を得るためには、極めて大きなスキップサイクル数が必要となった。核分裂源収束緩慢性を改善すべく開発され従来モンテカルロ計算に組み込まれてきた行列固有値計算をこのベンチマーク問題に適用した。行列固有値計算の有効性は、その行列要素の評価精度に依存する。核分裂源の収束が不十分な状態でさらなる加速手法を適用する際に、特に極めて緩慢な収束性を示す本ベンチマーク問題に対して、小さい核分裂源の行列要素の統計評価による大きな変動により、異常な加速結果を示した。このような場合、行列要素を評価する際のヒストリー数を単純に増加させる場合と比較して計算時間的により有効な核分裂源加速手法を提案する。

報告書

Extended calculations of OECD/NEA phase II-C burnup credit criticality benchmark problem for PWR spent fuel transport cask by using MCNP-4B2 code and JENDL-3.2 library

黒石 武; Hoang, A.; 野村 靖; 奥野 浩

JAERI-Tech 2003-021, 60 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-021.pdf:4.56MB

OECD/NEAベンチマーク問題II-Cにおいて提案されたPWR使用済み燃料輸送容器を対象に、軸方向燃焼度分布の非対称性による反応度効果について研究した。炉内中性子束測定に基づき、軸方向燃焼度分布は21の組成領域で模擬される。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4B2と核データライブラリーJENDL-3.2を用いて、3次元モデルの臨界計算を実施した。アクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に加え、アクチニドのみ考慮する手法についても実施した。計算の結果、燃焼度A.O.の増加に伴って、実効増倍率及び端部効果はほぼ直線的に増加することが示された。また、より高い燃焼度に対して、燃焼度分布非対称性の端部効果への感度はより高い。軸方向分布を持つ燃焼度に対して、核分裂源分布は、燃料下端部より燃焼度の低い上端部に向かってピークがシフトするという強非対称になった。さらに、平均燃焼度の増加に伴って、核分裂源分布のピークはより高くなった。実測値から得られた最も非対称性の強い軸方向燃焼度分布を用いてアクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に基づく実効増倍率計算結果と比較することより、一様燃焼度分布を仮定したアクチニドのみ考慮する手法の保守性を定量的に評価することができる。

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

THERMLIB: A Material property data library for thermal analysis of radioactive material transport casks

幾島 毅

JAERI-Data/Code 98-009, 136 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-009.pdf:5.04MB

本報告書は放射性物質輸送容器の通常時及び火災時の温度分布解析に必要な材料の熱特性データ、及びその図形処理プログラムTHERMLIBについてまとめたものである。データライブラリーはローレンスリバモア国立研究所において作成されたものである。原研において、データ処理プログラムと図形表示プログラムを作成した。約1000種類の材料データがライブラリーに含まれている。材料データの種類は比重量、熱伝導率、比熱及び溶融・凝固温度とその潜熱である。本報告書はデータライブラリーの説明、THERMLIBプログラム及び入力データ等のユーザガイドについて記述したものである。

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

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

ROCKING: A Computer program for seismic response analysis of radioactive materials transport and/or storage casks

幾島 毅

JAERI-Data/Code 95-017, 64 Pages, 1995/11

JAERI-Data-Code-95-017.pdf:1.24MB

放射性物質輸送・貯蔵容器の地震時のロッキングや滑り、倒壊を解析するために計算プログラムROCKINGを開発した。ROCKINGの主要な特徴は次の通りである。(1)輸送容器は剛体として取扱う。(2)ロッキングと滑り現象を取り扱う。(3)衝突力はばねとダッシュポットによって計算する。(4)摩擦力は輸送容器の床面において発生する。(5)転倒防止用のワイヤーロープには引張力のみが加わる。本報告は計算モデル、計算式、検証計算および計算プログラム使用マニュアルについて述べたものである。

論文

The Convenient Monte Carlo code MULTI-KENO for criticality safety analysis of transport casks

長田 和男*; 内藤 俶孝; 奥野 浩

Proc. of the 10th Int. Symp. on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials,Vol. 1, p.177 - 184, 1993/00

輸送容器の臨界安全解析には、モンテカルロ法計算コードKENO-IVがしばしば用いられる。しかし輸送容器は燃料棒本数が限られているため、原子炉の炉心計算のように無限配列としてセル平均するのは適当ではない。このため、KENO-IVコードで用いられている「ボックス」を拡張した「スーパー・ボックス」を導入することにより、MULTI-KENOコードでは、輸送容器のような複雑な形状もセル平均することなく容易に取り扱えるようにした。このほか、六角配列計算を可能にしたほか、入力データの変更なしに断面図も描ける。MULTI-KENOコードは原研の臨界安全性評価コードシステムJACSに組込まれている。本報告ではMULTI-KENOコードにおける拡張機能を紹介するとともに、輸送容器を対象とした計算例を示した。

報告書

放射性物質輸送容器熱解析ハンドブック

幾島 毅

JAERI-M 91-061, 119 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-061.pdf:1.5MB

本文は放射性物質輸送容器の安全解析の一部である熱解析に関して、熱解析法、伝熱計算式、輻射形態係数、解析条件、計算コード、伝熱計算データについて記述したものである。

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。

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

使用済燃料輸送容器の遮蔽実験予備解析

片倉 純一; 小室 雄一; 山野 直樹; 内藤 俶孝

JAERI-M 9957, 94 Pages, 1982/03

JAERI-M-9957.pdf:2.3MB

遮蔽安全性評価用計算コードシステムの信頼性を確認するために、使用済燃料輸送容器の遮蔽実験が原研で計画されている。その予備解析として、放射線源強度、中性子およびガンマ線の輸送、および中性子の反応度の計算が行われた。また、計算手法の妥当性を評価するために種々のパラメータ・サーベイが行なわれた。これ等の検討の結果、本解析に使用すべき解析手法が整備された。また、輸送容器周辺での線量分布の推定値が求まった。

報告書

RADHEAT-V3による使用済燃料輸送容器の遮蔽解析

神谷 正征; 山野 直樹; 下桶 敬則

JAERI-M 9562, 44 Pages, 1981/07

JAERI-M-9562.pdf:1.13MB

使用済燃料輸送容器の遮蔽解析をRADHEAT-V3コードシステムを用いて行った。解析対象として典型的なPWR使用済燃料輸送キャスクモデルを考慮し、容器上半分に対して解析を行った。本報告では線源評価より二次元輸送計算に至る計算手法について考察すると共に、二次ガンマ線生成、ストリーミング効果の影響を検討し、種々のバラメータ依存性について議論した。その結果、RADHEAT-V3コードシステムは、使用済燃料輸送キャスクの遮蔽安全解析に対し、十分な適用性を持つ事が明らかとなった。

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