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報告書

ナトリウム炉配管の構造解析(2)-大型炉ホットレグ配管の固有値解析-

古橋 一郎*; 笠原 直人

JNC-TN9400 2001-119, 33 Pages, 2002/01

JNC-TN9400-2001-119.pdf:0.94MB

実用化戦略調査研究Phase Iで検討されたアドバンストループ炉のホットレグ配管を対象に、通常の配管解析にしようするビーム要素モデルと、薄肉大口口径特有モードの評価を目的とした三次元シェル要素によるモデルを用いて固有値解析をおこない、以下の結果を得た。1) 1次固有振動については、ビーム解析およびシェル解析とも共通の振動モードが得られた。 1次固有振動モードの摘出にはビーム解析が適用できる。2)せん断変形を無視したビーム解析ではシェル解析と比較して固有振動数が最大14%大きくなった。せん断変形を考慮するとシェル解析に近い結果となった。 水平X方向面内1次振動:ビーム解析B2(せん断無視)=13.47Hz,ビーム解析B2B(せん断考慮)=12.03Hz,ビーム解析S2 (せん断考慮)=11.84Hz、水平Y方向面外1次振動:ビーム解析B2(せん断無視)=13.51Hz,ビーム解析B2B(せん断考慮)=12.06Hz,ビーム解析S2(せん断考慮)=11.82Hz、鉛直Z方向上下1次振動:ビーム解析B2(せん断無視)=46.33Hz,ビーム解析B2B(せん断考慮)=45.33Hz,ビーム解析S2 (せん断考慮)=43.75Hz 3)水平1次振動はYピース部が振り子のように水平に振動し、曲げ剛性が小さいエルボがヒンジのように振舞うモードとなった。外筒の曲げ及びせん断剛性が支配要因であることがわかった。4)鉛直1次振動は内筒と外筒の鉛直部が上下軸方向に引張圧縮ピストン振動し、水平配管が方持ち梁のように上下振動し、エルボがヒンジのように振舞うモードとなった。外筒の軸方向引張剛性が支配要因であることがわかった。5)シェル特有の振動モードは有効質量および刺激係数とも小さいことがわかった。

報告書

放射化箔の放射化解析及び検討

山口 勝義*; 嶋田 秀充*

JNC-TJ3440 2001-005, 137 Pages, 2001/03

JNC-TJ3440-2001-005.pdf:2.71MB

新型転換炉ふげん発電所内に中性子束を評価するために金箔を設置した。この金箔に対する比放射能をMCNPを用いて以下の3種類の体系で評価した。(1)主蒸気管室 (2)重水タンク室 (3)マニホールド付近 前報告書[1]では同様な解析を単純な解析体系で行った。そのため、解析体系の単純化による解析結果への影響が大きかった。本報告書では、実際の体験を模擬した解析体系で検討行った。その結果、(2)と(3)に対する比放射能の解析では、解析値と実測推定値とは50%の範囲で一致した。しかし、(1)の解析では解析値は実測推定値の約80%であった。また、(1)と(2)の体系に対しては、10枚重ねの金箔を用いて金箔内の反応率分布を評価し、解析結果が測定結果と良く一致することを確認した。前報告書で用いた生体遮蔽内側のスペクトルを用いて金箔、コバルト箔、ニッケル箔の比放射能を評価した。金箔及びニッケル箔の解析結果は実測値とよく一致したが、コバルト箔では解析結果は実測値の約1/2となった。単純な形状でのANISNの中性子スペクトルの解析精度をMCNPの結果と比較することで検討した。それぞれのコードで用いている手法及び断面積は異なるが、スペクトルは良く一致した。

報告書

動的信頼性解析プログラムDYANAの改良

田村 一雄*; 入谷 佳一*

JNC-TJ9440 2000-004, 22 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-004.pdf:2.35MB

確率論的安全評価において、事故シーケンスの発生頻度を求めるために、フォールトツリー/イベントツリー手法が広く使われている。しかし、従来の手法では、運転現場において実際に運転員が対峙している事象推移をダイナミックに取り扱うことができない。そこで、FBRを対象とした、緊急時運転手順操作とプラントの間のダイナミックな相互作用を扱う動的解析プログラム(DYANA)を作成した。これまでの開発の中で基本的な解析モデルは固まりつつあるが、計算時間の短縮が課題となっている。今回作業では計算時間を短縮するためにMPIを用いてDYANAの並列化を実施し、WSクラスタ上でほぼ理想値に近い並列化性能を実現した。

報告書

MACROトレーサ試験データの解析

亘 真吾

JNC-TJ8410 99-008, 41 Pages, 1999/12

JNC-TJ8410-99-008.pdf:0.83MB

核燃料サイクル開発機構殿(以下、サイクル機構殿と称す)は、地層処分研究の天然バリア中の核種移行に係わる不均質岩盤中における巨視的分散現象を解明するために、多孔質媒体水理試験設備(通称:MACRO試験装置)を開発し、実験施設内で人工的に作成した不均質場においてこれまでに数多くのトレーサー試験を実施してきた。トレーサー試験で得られた試験結果から場の特性が巨視的分散現象に及ぼす影響を明らかにするためには、不均質特性を有する場における巨視的分散長を算定する必要がある。本役務作業では、単一孔トレーサー試験で得られた試験結果から巨視的分散長の算定を実施した。具体的には、サイクル機構殿が行った全18ケースの単一孔トレーサー試験により得られたデータに基づいて、トレーサー濃度の破過曲線と理論解とのフィッティングにより算定した。なお、算定にあたってはトレーサー試験により得られた測定データのばらつきの処理や解析精度の補正を行った。本役務作業の結果の概要は次のとおりである。・18ケースの試験結果と理論解を最小二乗法を用いてフィッティングし、分散長の算定を行った。そのうち7ケースについてはフィッティング精度が良くなかったため、原因を検討し再計算を実施した。その結果、フィッティング精度が向上し、分散長が得られた。・分散長がトレーサー濃度フロントの平均半径の拡大(トレーサ注入総体積の増加)にともなって増加する傾向が確認できた。ただし、一部のケースについては試験やデータ評価の精度の限界から上述の傾向とは異なった結果が得られた。・不均質場Bを用いたケースのほう不均質場Aを用いたケースよりも、分散長が大きくなる傾向が確認された。

報告書

ハンデル負荷追従試験解析のためのFEMAXI-ATRコ-ドの改良・整備

斎藤 裕明*; 入谷 佳一*

JNC-TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03

JNC-TJ8440-99-003.pdf:2.72MB

負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。

報告書

密度流を考慮した水理・物質移動解析コードの整備及び解析(核燃料サイクル開発機構 役務作業内容報告書)

斎藤 裕明*; 入谷 佳一*

JNC-TJ8410 99-004, 106 Pages, 1999/03

JNC-TJ8410-99-004.pdf:4.62MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、地下水流動および水質の変化の少ない安定した環境下に処分サイトを決定することが重要な課題である。特に沿岸地域の地下深部に処分場を想定した場合は、塩水の侵入により処分場周辺の水質が変化する可能性があるため、塩水/淡水境界の挙動が処分環境に与える影響を把握することが重要である。そのためには塩水の淡水への侵入過程および塩水/淡水境界の挙動を適切にモデル化する必要がある。核燃料サイクル開発機構殿は、これまでに室内試験により得られたデータを使用して様々な水理・物質移動モデルを用いた数値シミュレーションを行い精度を比較し、核燃料サイクル開発機構殿と共同研究を行っている九州大学の提案しているモデル(解析コード)の数値誤差が比較的少なく精度の良い結果が得られることを確認した。本作業ではより多様な条件の解析を行うことを可能とするために上記の解析コードの整備を行った。具体的には、解析コード内の各モジュールの機能および主要変数について内容の分析を行った後、入出力機能の整備を行った。整備を行った解析コードについては、理論解との比較解析および既往の文献に示されている水理・物質移動解析と同様の解析を行うとともに、核燃料サイクル開発機構殿で実施している密度流を考慮した室内試験の解析を行い、作成した解析コードの妥当性を確認した。さらに、解析条件およびパラメータを変化させた場合の塩水/淡水境界面の挙動についての感度解析を実施した。

報告書

密度流を考慮した水理・物質移動解析コードの整備及び解析プログラム使用説明書(核燃料サイクル開発機構役務作業内容報告書)

斎藤 裕明*; 入谷 佳一*

JNC-TJ8410 99-005, 13 Pages, 1999/02

JNC-TJ8410-99-005.pdf:1.07MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、地下水流動および水質の変化の少ない安定した環境下に処分サイトを決定することが重要な課題である。特に沿岸地域の地下深部に処分場を想定した場合は、塩水の侵入により処分場周辺の水質が変化する可能性があるため、塩水/淡水境界の挙動が処分環境に与える影響を把握することが重要である。そのためには塩水の淡水への侵入過程および塩水/淡水境界を適切にモデル化する必要がある。核燃料サイクル開発機構は、これまでに室内試験により得られたデータを使用して様々な水理・物質移動モデルを用いた数値シミュレーションを行い精度を比較し、動燃事業所と共同研究を行っている九州大学の提案しているモデル(解析コード)の数値誤差が比較的少なく精度の良い結果が得られることを確認した。本作業は、より多様な解析を行うことを可能とするため、この解析コードの入出力を整備したものである。具体的な作業内容としては、対話式であった入力をファイルによる入力に変更し、以下の内容を入力により指定できるよう整備を行った。・解析領域、格子サイズ・透水係数、間隙率、貯留係数、縦方向および横方向分散長・2流体密度・初期条件(圧力分布、濃度分布)・境界条件(濃度固定、圧力固定、流量固定、流量時間変化)・注入孔について位置、サイズ、濃度、流量、圧力水頭・計算精度に係わるパラメータ(収束条件、移動粒子数)・出力ファイル名、計算結果出力時間間隔・濃度時間履歴出力位置

報告書

「常陽」炉心湾曲反応度解析コードの改良

志子田 恵治*

PNC-TJ9270 98-001, 96 Pages, 1998/02

PNC-TJ9270-98-001.pdf:2.69MB

高速実験炉「常陽」の炉心湾曲に伴う反応度を3次元Hex-Z体系で詳細に評価するため、2次元RZ体系で炉心湾曲反応度を計算する既存の"AURORA"コードを改良し、新たに3次元炉心湾曲コード"ARCHCOM"を作成した。主な改良点は、(1)「常陽」運転監視コードシステム"MAGI"の計算結果を基に、3次元Hex-Z体系の物質反応度価値分布を作成する機能を追加し、(2)3次元Hex-Z体系の物質反応度価値分布を基に湾曲反応度を計算する機能を追加したことである。"ARCHCOM"を用いて「常陽」MK-II炉心第29サイクルの炉心湾曲反応度を計算した結果、0-100MW(BOC)の出力上昇時に-2.2$$times$$10の-2乗%$$Delta$$k/kk'の反応度変化が生じることが明らかになった。

報告書

鉱化モデル(URAFR)のインストールと解析

株)CRC総合*

PNC-TJ6270 96-001, 31 Pages, 1996/01

PNC-TJ6270-96-001.pdf:0.71MB

鉱化モデル(UMRAF)は、米国バージニア大学のRaffenspergerが開発した不整合関連型鉱床の数値計算シミュレーションを行うプログラムである。このプログラムを利用する事により、定量的な解析を実施し、効率的なウラン探査を行うことが可能であると考えられる。本件では、この鉱化モデル(RST2Dコード(不整合関連型鉱床数値計算シミュレーションプログラム)およびHETEQLコード(溶液濃度解析プログラム))を動力炉・核燃料開発事業団殿所有のEWS(SUN SS20)にインストールし、プログラムの解析とサンプルデータを用いた試験解析結果を行った。RST2DコードおよびHETEQLコードのインストールでは、EWS上に適当にディレクトリを作成してファイルを配置し、コンパイルおよび実行が正常に行われる事を確認した。ここでは、インストールファイル、コンパイル方法、実行方法をまとめる。プログラム解析では、入出ファイルの構成、入出力ファイルの概要、プログラムの実行フローおよび各サブルーチンの機能を調査した。サンプルデータを用いた試験解析では、unconformity-typeのウラン鉱床のシミュレーション計算を行った。解析結果は膨大なものであるため、本報告では温度分布、pH値およびH2O濃度の解析結果のみを示した。現状の問題点として、解析結果の出力方法が挙げられる。解析結果は数値リストで出力されるため、膨大な解析結果の把握には多大な労力と時間を要する場合がある。今後はこの点を改良し、解析結果を2次元あるいは3次元のグラフとしてEWS(SUN SS20)上に表示する機能を実現する事が望まれる。これにより解析結果を短時間で容易に把握し、種々のシミュレーション結果の検討を効率的に進める事が可能になると考えられる。

報告書

モンテカルロコードVIMの整備

石塚 龍雄*; 斎藤 正幸*; 鯵坂 洋史*

PNC-TJ9270 95-003, 144 Pages, 1995/03

PNC-TJ9270-95-003.pdf:5.23MB

炉心計算の解析手法には決定論的手法と確率論的手法がある。決定論的手法は基本核定数(JFS-3等)を用いて群定数を作成しこれをもとに体系計算を行う手法である。一方確率論的手法は疑似乱数を用いて炉心内の中性子の履歴を追って核特性値を得る手法である。この手法は続計処理を用いて核特性値の期待値$$pm$$標準偏差を計算する。この手法では標準偏差を目標精度以下にするために多くの計算時間を必要とするが決定論的手法では避けられない近似モデル化にともなう解析誤差がほとんどないとされており高い解析精度が期待できる。現在のコンピェータの計算速度は十分ではないが炉心計算に碓率論的手法を用いることができる状況にあり今後コンビュータの処理速度が速くなることを考えると確率論的手法の重要度は増すものと考えられる。そこで今回は確率論的手法の代表的コードであるVIMを大型計算機で整備し並列計算機への移植を試みまた臨界実験解析への適用性を評価した。以下本作業で得られた結果を要約する。(1)モンテカルロコードVIMの大型計算機への導入NEDACに登録されているVIM(ver.2/13,ENDF-B/4版)と原研で整備されたVIM(JENDL-3.1版)を大型ス力ラー計算機に導入した。(2)並列化処理のためのコード改修モンテカルロコードVIMの均質モデル計算ルーチンをCRAY-T3Dで並列処理できるよう改修した。複数のCPUを用いたときの実効増倍率並列化率を下表に記す。計算は均質モテルで128000ヒストリーの中性子履歴を迫った。16CPUを用いた場合の並列化率は66%となった。VIMコードはCombination Geometry(CG)を用いて複雑な体系を扱えるがCGを用いるルーチンの並列化については間題点を検討するにとどめた。(3)ZPPR実験解析への適用性評価今回は確率論的手法による実効増倍率と反応率分布の臨界実験解析への適用性を評価するためにZPPR-9臨界性解析とZPPR-13A反応率分布解析を行った。ZPPR-9臨界性解析VIMコードを用いてZPPR-9の実効増倍率を計算した。ZPPR-9の計算体系はドロワー上部のクリアランスなど実際の体系をできるだけ再現して行った。JENDL-3.1を用いて計算した結果を下表に記す。確率論的手法と決定論的手法の実効増倍率の差は約0.1%$$Delta$$kと非常に近い結果が得ら

報告書

放射性廃棄物対策に係る情報提供効果の評価モデルの開発(その2)

大西 輝明*; 森岡 信一*; 塩田 雅之*; 奈良 昭穂*; 橋本 清*

PNC-TJ1270 95-001, 130 Pages, 1995/02

PNC-TJ1270-95-001.pdf:3.53MB

放射性廃棄物地層処分研究開発を円滑に進めるためには、研究開発成果を基に関係の情報提供を積極的に行い、地層処分についての国民的理解を得つつ進める事が重要である。情報提供によるパブリックアクセプタンス(PA)効果については現象論的に議論されてきたものの、そのモデル化はもとより定性的把握さえも充分に行なわれていないのが現状である。かかる状況を踏まえ、平成5年度はPA活動に係わる環境因子の影響を定量的に議論し得る第1次的なシミュレーションモデルを構築した。今年度は、このモデルに相互コミュニケーション効果を取り入れ評価精度の向上を図るとともに、制限された入力条件の下で最大の効果を得るための条件サーチ機能(PA活動の種類・PA活動量の大きさ・PA活動の実施時期等の最適な組み合わせのサーチ機能)を付加するなど、モデルを拡張・整備した。また、拡張・整備したモデルの妥当性を検証するため、原子力関係者をPA活動対象集団とした事例解析を行った。この際、PA対象層の活動を規定する特性要因を整理・検討するとともにこれらの特性要因を原データから如何に入力データに加工したかを明かにし、今後、PA活動対象層が変わった場合の入力データ作成の一助とした。解析の結果、当モデルは原子力関係者に対する情報提供効果を精度良く評価できること、複数のPA活動を組み合わせることにより最適なPA効果がえられることなど有益な情報が得られた。これにより、当モデルの政策決定支援システムとしての運用に道が開かれた。

報告書

放射性廃棄物対策に係る情報提供効果の評価モデルの開発

大西 輝明*; 奈良 昭穂*; 橋本 清*

JNC-TJ1400 2005-025, 99 Pages, 1994/02

JNC-TJ1400-2005-025.pdf:4.1MB

None

報告書

汎用非線形構造解析システムFINAS拡張・整備報告書(3)

千葉 隆久*; 上野 睦郎*; 久保 文男*

PNC-TJ9270 90-001, 426 Pages, 1989/02

PNC-TJ9270-90-001.pdf:9.14MB

動力炉・核燃料開発事業団においては,高速増殖炉の仮想的炉心崩壊事故時に炉容器等の構造材の健全性を確認することを目的として,縮尺モデルによる一連の耐衝撃試験を実施している。この試験では,冷却材液体ナトリウムを水で置き換え,さらに燃料-冷却相互作用によって解放されるエネルギー源を低爆発の火薬によって模擬している。一方,筆者等は既に,「冷却材ナトリウムスラグ衝突圧の評価解析」(PNC SJ 88-001)1),「冷却スラグ衝突圧への遮蔽プラグ固定ボルト及び熱遮蔽層の変形の影響評価解析(その1)」(PNC SJ 9270 89-021)2)によって,実体系において仮想的炉心崩壊事故が発生し,ナトリウムスラグが炉容器上方に一様な運動エネルギーを付与された時の遮蔽プラグ・固定ボルト・炉容器等の構造材が示す過度応答挙動を2次元流体-構造物相互作用解析用コンピュータプログラム:PISCE-2DELK3)を用いて解析する手法を確率してきた。本報告書は,これらの手法を,前述の耐衝撃試験に対して発展的に適用・解析を実施することを目的とする。解析手法として,上述の2つの報告書に対する改良点は,薄板炉容器内構造物が両面で流体と相互作用を可能にするための特殊なモデル化を検討・実施したことである。また,低爆速火薬のモデル化については,原子力安全研究協会が実施した「原型炉低爆速耐衝撃試験」(PNC SJ 214 75-01)4)を基礎として,筆者等が実施した「1/15モデル炉容器耐衝撃試験体系におけるPISCESコードによる解析入出リスト」(PNC SJ 241 83-072))5)に対して改良を加えた。

報告書

汎用非線形構造解析システムFINAS拡張・整備報告書(I)

千葉 隆久*; 上野 睦郎*; 久保 文男*

PNC-TJ9270 88-002, 346 Pages, 1988/02

PNC-TJ9270-88-002.pdf:7.09MB

本報告書は、高速増殖炉開発に伴う構造解析上のさまざまな問題を解決する有効な数値解析手段として開発されてきた汎用非線形構造解析システムFINAS***の昭和61年度の拡張・整備の成果について報告するものである。FINASは昭和55年までに、汎用構造解析システムとしての基本的な機能を備えたが、より広範囲かつ高度な問題に対して有効なシステムとするべく改良、拡張、整備を実施している。本年度は主として非弾性解析、大変形解析、破壊力学解析、流体構造連成解析、動的解析について拡張・整備を行なった。本報告書は昭和61年度の拡張・整備の詳細結果のほか、現状のFINASの解析理論と数値解法、プログラム検証および応用例についてまとめたものである。

報告書

核燃料施設過渡臨界事象の調査研究

not registered

PNC-TJ1270 86-001, 243 Pages, 1986/06

PNC-TJ1270-86-001.pdf:5.17MB

本報告書は1985年末までの文献を調査し,核燃料施設の臨界安全設計に有用な情報源となる臨界事故及び過渡臨界実験を整理すると共に過渡臨界現象を解析するに適切なコンピュータ・コードを選定し,その整備事業をまとめたものである。臨界事故及び過渡臨界実験の調査は,米国のコンサルタント会社RRA社(RadiationResearchAssociates,Inc.テキサス州フォートワース市)に委託して実施した。 臨界事故に関しては核燃料の形態と量,施設の概要,及び原因の解析について調査した。臨界事故の多くはその原因を運転要領書が不十分であったか,あるいは,無視されたかのいずれかに帰することができる。また,文献中にみつけることができた過渡臨界実験データは溶液体系に対するものであった。 過渡臨界解析に適用可能なコードとして核・熱・水力結合コードPADを選定・整備した。またベンチマーク計算を行うことにより同コードの妥当性を確認した。しかし,過渡臨界実験の解析技術はまだ十分に確立しているとは言えず,新しい実験データの蓄積をすると共に解析法についても経験をつむ必要がある。

報告書

汎用非線形構造解析システムFINAS改良報告書(V)

千葉 隆久*; 上野 睦郎*; 久保 文男*

PNC-TJ9270 86-001, 314 Pages, 1986/02

PNC-TJ9270-86-001.pdf:6.44MB

本報告書は、高速増殖炉開発に伴なう構造解析上のさまざまな問題を解決する有効な数値解析手段として開発されてきた汎用非線形構造解析システムFINAS***の昭和60年度の改良・整備の成果について報告するものである。FINASは昭和55年までに、汎用構造解析システムとしての基本的な機能を備えたが、より広範囲かつ高度な問題に対して有効なシステムとするべく改良と整備を実施している。本年度は主としてソルバーモジュール、非弾性解析、流体構造連成解析機能、動的解析について改良・整備を行った。本報告書は昭和60年度の改良・整備の詳細結果のほか、現状のFINASの解析理論と数値解法、プログラム検証および応用例についてまとめたものである。

報告書

高速炉非弾性構造解析システム"FINAS"改良報告書(4)

not registered

PNC-TJ240 85-01, 305 Pages, 1985/03

PNC-TJ240-85-01.pdf:6.62MB

本報告書は,高速増殖炉開発に伴なう構造解析上のさまざまな問題を解決する有効な数値解析手段として昭和51年度より5ヵ年間で開発された高速炉非弾性構造解析システムFINAS***の改良・整備の成果について報告するものである。改良・整備は昭和56年度より始められており,ここで報告する内容は昭和59年度に得られた成果である。 FINASは開発期間を終えて,汎用構造解析システムとして基本的な機能を備えることができたが,より広範囲の問題に対して答えることのできる有効なシステムとして改良と整備を実施している。本年度は主としてモジュールコントロールシステム,大変形解析,荷重増分自動決定機能,変位/温度境界条件変更機能については改良・整備を行なった。 本報告書第1編には改良・整備の詳細結果が述べられている。第2編は解析理論と数値解法についてまとめたもので,第3編はプログラム検証及び応用例についてまとめたものである。 ***FINAS(FBRInelasticStrucutureAnalysisSystem)

報告書

高速炉非弾性構造解析システム: "FINAS"改良報告書 (III)

千葉 隆久*; 浅井 純比古*; 上野 睦郎*

PNC-TJ940 84-01, 292 Pages, 1984/06

PNC-TJ940-84-01.pdf:6.28MB

本報告査は,高速増殖炉開発に伴なう構造解析上の間題を解決する有効な数値解析法として昭和51年度より5カ年間で開発された高速炉非弾性解析システムFINAS***の改良,整備の成果について報告するものである。改良・整備は昭和56年度より始められており,ここで報告する内容は昭和58年度に得られた成果である。FINASは開発期間を終えて,汎用構造解析システムとして基本的な機能を備えることができたが,より広範囲の問題に対して答えることのできる有効なシステムとして改良と整備を実施している。本年度は主として大規摸間題の動的ファイルアロケーション機能,非軸対称解折,熱伝導解析について改良・整備を行なった。また本年度から,日本原子力研究所においてもFINASの使用が開始された。本報告書第I編には改良・整備の詳細が述ベられている。第II編は解析理論と数値解法についてまとめたもので,第III編はプログラム検証および応用例についてまとめたものである。

報告書

高速炉非弾性構造解析システムFINAS改良報告書(II)

not registered

PNC-TJ240 83-03, 331 Pages, 1983/06

PNC-TJ240-83-03.pdf:6.5MB

本報告書は、高速増殖炉開発に伴なう構造解析上の問題を解決するための有力な道具として、昭和51年度より5ケ年間で開発された高速炉非弾性構造解析システムFINASの改良・整備作業の成果について述べたものである。FINASの改良・整備は昭和56年度より始められており、ここで報告する内容は昭和57年度に得られた成果である。5ケ年の開発期間を終えてFINASは汎用構造解析システムとして要求される基本的機能を備えることができた。しかし、広範囲の問題に対してより信頼性の高い有効なシステムとして適用するためには、さらに改良・整備すべき点が多々あった。本年度は熱伝導解析、動的解析および入出力関係を中心に改良・整備を行なった。また、機能面の整備と共に、計算効率などの性能面での改良も大きなテーマとして作業を行なってきた。さらに今年度は動燃事業団東海事業所のFACOM M-180での使用が開始され、またFBR関連製造メーカ2社への設置が行なわれた。これらの改良・整備の成果については本報告書第I編にその詳細が述べられている。第II編はFINASで採用した有限要素理論および数値解法についてまとめたもので、第III編は本年度行なったプログラム検証および応用例についてまとめたものである。

報告書

高速炉非弾性構造解析システム"FINAS" 改良報告書(I)

not registered

PNC-TJ240 82-01, 321 Pages, 1982/06

PNC-TJ240-82-01.pdf:6.09MB

本報告書は,高速増殖炉開発に伴う構造解析上の問題を解決するための有力な道具として,昭和51年7月より5ヶ年間で開発された高速炉非弾性構造解析システム"FINAS"の改良・整備作業の成果について述べたものである。FINASの改良・整備は昭和58年7月より始められており,ここで報告する成果は昭和57年6月までのものである。5ヶ年の開発期間を終えて,FINASは汎用構造解析システムとして要求される基本的な機能を備えることができた。しかし,より広範囲な問題に対して信頼性のある有効なシステムとして適用するためには,今後更に改良・整備すべき点がいくつかある。本年度は,静的応力解析,熱伝導解析及び入出力関係を中心に改良・整備を行った。また,機能面の改良と共に,計算効率などの性能面での改良も大きなテ-マとして作業を行ってきた。更に今年度はFBRメ-カ-へのFINAS設置のための準備作業を行った。これらのFINAS改良・整備の成果については本報告書第I編にその詳細が述べられている。第2編はFINASで採用した有限要素理論及び数値解法についてまとめたもので,第3編は本年度行ったプログラム検証及び応用例についてまとめたものである。

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