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高山 裕介; 佐藤 大介*; 菊池 広人*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 29(2), p.101 - 111, 2022/12
放射性廃棄物の地層処分施設の緩衝材への利用が検討されているベントナイトの膨潤特性を把握するために実施される膨潤圧試験では、給水開始後の時間経過とともに単調に膨潤圧が増加する場合以外にも、一度増加した後に低下する場合など様々な結果が報告されている。本研究では、複数の異なる初期含水比の供試体を用いて膨潤圧試験を実施し、試験中のX線CT測定により、膨潤圧が単調に増加する場合および一時的に低下する場合における供試体内部の湿潤密度分布の時間変化を把握した。その結果、吸水圧縮挙動の発生の有無やその大小が膨潤圧の経時変化の形状に影響を与えることを明らかにした。具体的には、膨潤圧試験において供試体内部での吸水圧縮による変形量が大きいほど試験途中における膨潤圧の一時的な低下量が大きく、吸水圧縮による変形が生じない場合は単調に増加するものと推測された。
中西 利典*; 小松 哲也; 小形 学; 川村 淳; 安江 健一*
月刊地球「基礎データから考える第四紀学の新展開-I」号外No.71, p.148 - 155, 2022/02
熊野川中流部の穿入蛇行跡において採取したボーリングコア試料を観察・解析して同段丘地形の形成過程を検討した。古い段丘地形ほど現在の河床面よりも高い位置に分布すると想定したが、環流旧河谷の地下には支流成の土石流堆積物が厚く分布する場合があるため、同地表面を隆起・侵食の指標とする際には注意が必要である。
高山 裕介; 菊池 広人*
土木学会論文集,C(地圏工学)(インターネット), 77(3), p.302 - 313, 2021/09
放射性廃棄物の地層処分施設の緩衝材への利用が検討されているベントナイトの膨潤特性を把握するため、これまでに数多くの膨潤圧試験が実施されてきた。本研究では、膨潤圧試験でしばしば観測される飽和に至るまでの過程で一度膨潤圧が低下する現象の原因を明らかにするため、X線CT測定による膨潤圧試験中の供試体内部の観察により、膨潤圧の経時変化と供試体の状態変遷の関係の把握を行った。その結果、膨潤圧が一度低下する期間において、供試体内部で吸水圧縮挙動が生じていることが観測され、これにより膨潤圧が低下したものと推測された。さらに、複数の異なる荷重条件に対して膨潤変形試験を実施した結果、膨潤圧と同等からやや小さい荷重条件においても、飽和に至る過程で圧縮挙動が生じることが確認された。これらの試験データは、再冠水時の処分施設の力学的な状態変遷を評価するための連成解析コードの検証のためのデータとしての活用が期待される。
阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04
The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO
) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients (
2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.
阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07
Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m 
0.3 m 
) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ( 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.
阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm 10 cm 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.
本田 卓*; 山口 新吾*
JNC TJ8400 2000-007, 200 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-007.pdf:14.84MB
数百年以上にわたって土壌中に埋もれていた鉄製の考古遺物は、腐食による厚い錆層に覆われており金属鉄の残存状態や原形の推定が極めて難しい。本研究では約500
1,000年前の遺跡から発掘された釜、短刀、釘などを対象に研究を実施した。(1)X線CT計測により錆層と鉄とを高精度に分離計測でき、更に鉄が残存しない場合も原形状を推定できること等を明らかにした。また、X線透過試験との比較も行った。(2)密度測定、付着物の化学分析を実施し、X線CT計測により得られた錆厚さから腐食量及び腐食速度の推定を行った。(3)同年代の鉄滓を評価し、古代鉄と現在の炭素鋼の性状の違いについて検討した。
木村 晃彦*; 薮内 聖皓*; 坂本 寛*; 山下 真一郎; 草ヶ谷 和幸*
no journal, ,
軽水炉事故耐性型燃料被覆管の開発においては、接合技術が枢要な技術開発項目とされている。本研究では、ODS鋼被覆管の端栓溶接法として従来の被覆管に採用されているEB溶接法を用いて端栓溶接被覆管の端栓接合強度を評価し、さらに端栓部に対しX線CT検査を実施して接合強度と接合組織の相関を調べ、被覆管端栓接合条件について検討した。
Tsai, T.-H.; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 前田 宏治
no journal, ,
燃料集合体の照射後試験において、X線CTは有用な非破壊試験法である。X線CT画像から集合体の全体的な燃料組織変化状況を観察するために、画像処理により、燃料組織変化状況を燃料縦断面相当図及び線出力との関係図として可視化した。本発表では、高速実験炉「常陽」の照射済燃料集合体の結果について報告する。
豊田 晃大; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 高屋 茂; 宮越 博幸; 加藤 章一
no journal, ,
確率論的破壊力学(PFM)評価では、初期欠陥の存在個数や寸法、疲労やクリープによるき裂進展速度、破壊靭性値などの因子を確率変数として扱い対象の破損確率を評価する。本研究では、高速炉研究開発に使用された試験装置の溶接部に対し超音波探傷を実施した。取得した欠陥の個数や寸法等のデータを初期欠陥の保守的な値として評価することで、高速炉機器のPFM評価に用いる初期欠陥に関する値を検討した。
渡邊 裕貴; 細見 健二; 金子 順一*; 新井 知大*; 高田 千恵
no journal, ,
モンテカルロシミュレーションを用いた体外計測法の高度化の一環として肺モニタ(Ge検出器)及び校正用ファントムの計算モデル化を進めている。本発表では、人体の組織・臓器の形状及び組成を模擬したLLNL Torso Phantomについて、X線CT装置で撮像したCTデータからボクセルデータへ変換する方法にて計算モデル化し、ファントム中の肺形状線源(Am-241及びPu-239)による
・X線スペクトルについて、シミュレーション及び実測での結果を報告する。
村上 昌史; 吉田 幸彦; 南郷 脩史*; 久保田 省吾*; 黒澤 卓也*; 佐々木 紀樹
no journal, ,
過去に発生し、保管されてきている低レベル放射性廃棄物の処分において、埋設施設の廃棄物受入基準により量が制限される物質を、基準値以上に含む場合には廃棄物から取り除く必要がある。これらの物質の定量評価を合理的に行う手法として、高エネルギーX線を用いた非破壊検査により、容器内の廃棄物を識別できる可能性がある。今回、処分制限物質として可燃物,アルミ,鉛,水銀及び電池を含む模擬廃棄物を容器内に封入し、産業用CTスキャナーを用いて高エネルギーX線CTを撮影した。発表では、測定したCT画像における画素値や3次元立体像における形状の解析をもとに、これらの物質の識別方法を検討した結果について報告する。
