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Benbow, S. J.*; 川間 大介*; 高瀬 博康*; 清水 浩之*; 小田 治恵; 平野 史生; 高山 裕介; 三原 守弘; 本田 明
Crystals (Internet), 10(9), p.767_1 - 767_33, 2020/09
被引用回数：2 パーセンタイル：26.13(Crystallography)コンクリート埋め戻し材を用いたTRU廃棄物地層処分におけるニアフィールド変遷評価に向けて開発した連成モデル解析システムの詳細を報告する。本連成モデル解析システムでは、個別ソフトウェアプログラム間におけるデータ交換規格の一つであるOpenMIを用いて、坑道スケールでの有限要素法応力解析モデルMACBECE、コンクリート中でのひび割れ発生についての精緻なモデリングを可能とする個別要素法モデルDEAFRAP、及び、可変グリッドによるスケール変化とひび割れ内地下水流動を考慮してコンクリートの化学変遷プロセスを解析することの可能な有限要素及び有限体積法モデルGARFIELD-CHEMを組合せることで、人工バリアシステムの化学-力学-水理連成モデルを作成する。このように既存の詳細な個別ソフトウェアをOpenMIを用いて連携させることで、1つのソフトウェア上に複数のプロセス群のすべて組み込む場合に避けられないモデルの単純化を必要としなくなる。
平成30年度)(共同研究)河野 勝*; 葉山 和則*; 松井 裕哉; 尾崎 裕介
JAEA-Technology 2019-011, 35 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-011.pdf:2.65MB
本共同研究では、東京測器研究所の光ファイバ式ひび割れ検知センサが、数十年間の長期的な安全確保技術として有効に機能しうるかに関する検証を行うことを主目的として、平成22年度(2010年度)から平成26年度(2014年度)まで実施していた東京測器研究所との共同研究を継続し、瑞浪超深地層研究所において、原位置での長期耐久性試験を実施した。この試験の結果、光ファイバ式ひび割れ検知センサシステムに関する地下坑道内での長期計測システムとしての適用性やその維持管理方法を実証的に確認したと同時に、今後の課題も明らかにした。
関根 麻里子*; 鈴木 裕士; 兼松 学*
コンクリート工学年次論文集(DVD-ROM), 40(1), p.1545 - 1550, 2018/07
本論文は、これまで難しいとされてきた鉄筋コンクリート内の健全および腐食した鉄筋、さらに腐食ひび割れに補修を施した鉄筋コンクリート内の腐食鉄筋の応力分布を工学材料回折装置を用いて精度良く測定し、また、中性子イメージング装置を用いたCT撮影により試験体内部のひび割れ分布と補修材充填状態を確認した。検証の結果、腐食グレードによる付着応力度分布の変化を捉えることができた。また、腐食ひび割れに対して補修材を施工した場合、摩擦力の向上およびコンクリートの拘束効果の回復によって付着が回復することが確認された。
ホット試験室
JAERI-Review 2003-038, 106 Pages, 2003/12
JAERI-Review-2003-038.pdf:9.36MB
本報告書は、平成14年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発について、まとめたものである。燃料試験施設としては前年度に引き続きBWR燃料集合体の破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の破壊試験等を実施した。所内利用としては、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験を継続実施した。WASTEFは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,岩石型燃料の侵出試験,原子炉構造材料の高温水中複合環境下低歪速度試験等を実施した。ホットラボでは所外利用として、前年度に引き続き、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用材料の破壊試験試験等を実施した。所内利用では大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験施設の総力を挙げて、国からの要請による東北電力女川原発1号機の再循環配管ひび割れの検査を実施した。
日高 昭秀; 鈴木 雅秀
JAERI-Conf 2003-014, 178 Pages, 2003/09
JAERI-Conf-2003-014.pdf:19.17MB
国の原子力施設等安全研究年次計画に基づいて原研が進めている原子炉安全分野全課題について研究成果を報告するとともに、最近問題となっている沸騰水型炉シュラウド等の健全性評価に関して調査結果を紹介し討議することにより、今後の原子炉安全研究の推進や経年構造物の健全性にかかわる問題の解決に役立てることを目的として、標記ワークショップを2003年3月17日に東海研究所で開催した。本ワークショップには、報道関係の日本テレビ及び新いばらき新聞を含み、所外から38名,所内から57名,計95名の参加があった。本報告書は、上記ワークショップで使用したOHP,質疑応答,質問票・アンケートに対する回答等を取りまとめ、講演集としてまとめたものである。
鈴木 英明*; 藤田 朝雄
JNC TN8400 99-016, 34 Pages, 1999/03
高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおける人工バリアは、ガラス固化体、オーバーパック、緩衝材を基本として構成され、このうち、緩衝材には膨潤性粘土のベントナイトを高密度に締固めた圧縮ベントナイトを用いることが考えられている。圧縮ベントナイトは、地下水の浸潤にともない膨潤し、圧縮ベントナイト中の隙間や隣接する岩盤の割れ目への充填や、非常に低い透水性により地下水の移動を抑制する機能を有している。しかし、ガラス固化体が核種の崩壊により熱を発生するため、圧縮ベントナイトが乾燥し収縮やひび割れを生じた場合には、地下水の部分的な侵入など物質移動抑制の観点から人工バリアの密閉性の低下や機械的強度の低下などが懸念される。本報告書では、圧縮ベントナイトの乾燥収縮特性について報告する。土の収縮現象は、土が水分などの放出によってその体積を現象させることであり、干拓地の地表のひび割れなどは典型的な例である。収縮の程度には土の構造が大きく関与しており、粘性土の特徴的な物理化学的性質の中でも、収縮現象は膨潤現象と並んで基本的な特性のひとつである。実験では、圧縮ベントナイトの供試体を製作する際の初期含水比をパラメータに、乾燥によるひび割れの発生はほとんどないことが分かった。また、供試体の初期含水比が大きいほど、乾燥により体積変化が大きく、収縮限界、線収縮などの収縮定数は初期含水比に依存することが分かった。さらに、乾燥によって生じたひび割れや亀裂の機械的強度への影響を確認するため、乾燥前後の供試体の一軸圧縮強さを比較した。その結果、乾燥後のひび割れを持つ供試体の一軸圧縮強さ、およびE50は湿潤状態の供試体よりも大きく、乾燥によってひび割れが生じた場合でも機械的強度は低下しないことが分かった。
石島 洋二*
PNC TJ1600 97-003, 67 Pages, 1997/02
地下深部では大きな地圧が発生しているが、ここに地層処分のための坑道を建設すると、その周辺の岩盤内には、大きな差応力を持つ応力状態が誘起される。この状態の下で、弾性波速度の低下や透水係数の増大に象徴される岩盤のひび割れの進行、あるいは破壊発生などがもたらされる。このような状態の変化は、岩盤に期待される天然バリアの性能の低下を招く。深部坑道周辺の岩盤の性能低下を定量的に評価するシステムを構築することが本研究の最終目標である。このために段階を踏んで研究を実施することにした。本研究の初年度に当たる本年度は、次のような研究を実施する。1)岩石の新しい破壊条件式の検証とこれに基づく岩石の構成式の導出2)岩石の新しい破壊条件式を考慮した応力解析方法の開発3)空洞周辺の岩石の破壊に関する模型実験の実施と数値解析の比較
圷 陽一; 大川 慶直; 鈴木 偉之; 野村 由紀夫*; 中越 章雄*; 渡辺 銀市*
日本建築学会大会学術講演梗概集, 0, p.1337 - 1338, 1995/00
本研究は、核融合実験炉のトリチウム閉じ込めの最終隔壁である建家構造体の健全性モニタリングのため、電気絶縁鉄筋を用いてコンクリートのひび割れをモニタリングすることを目指した研究である。基礎的実験により、次の知見を得た。ひび割れの増加に伴いインピーダンスの増加傾向が見られた。またひび割れ発生までは、載荷荷重の増加に伴いインピーダンスの増加が見られた。しかしながらひび割れ1ヵ月後のひび割れ安定時においては、インピーダンスの変化は見られなかった。
本島 貴之*; 臼井 達哉*; 坂本 淳*; 丹生屋 純夫*; 石田 知子*; 三浦 律彦*; 中山 雅; 大野 宏和
no journal, ,
原子力機構は、幌延深地層研究センター地下施設の深度350mに位置する調査坑道において、実物大の模擬人工バリアを対象に人工バリア定置後の過渡期の現象に着目した熱・水・応力・化学連成現象を評価するための検証データの取得を目的とした原位置試験を実施している。本試験では、坑道の一部をベントナイトと現地ズリの混合土で埋め戻し、埋め戻し材の膨潤圧と地下水圧に耐えるためのプラグコンクリート構造物を設置している。本稿では、ぷらぐコンクリートの配合および温度応力の解析結果、更に実施工時の躯体温度の測定結果について報告する。
山田 一夫*; 丸山 一平*; 渋谷 和俊*; 東條 安匡*; 粟飯原 はるか; 細川 佳史*; 五十嵐 豪*; 駒 義和
no journal, ,
コンクリートの放射性物質による汚染機構に関して多くの研究が行われてきている。福島第一原子力発電所(1F)事故後の汚染の調査・推定において、考慮すべきこの1F事故特有の要因をまとめる。まず材料としてセメント種類と骨材、次いでコンクリートの状態として乾燥・炭酸化・ひび割れ、最後に汚染履歴として競合イオンと汚染水との反応がある。これらの要因は見かけの拡散係数や吸着量を1桁以上変化させ得るものであり、これらを考慮しない研究の参照や検討では不十分である。1F事故後のコンクリートの汚染はイオン浸透により発生しており、イオン浸透はコンクリート中の空隙と固相との相互作用による。相互作用はイオン交換と溶解再析出反応が考えられる。イオン交換の場合、通常のイオン吸着はイオン浸透を遅延せず、骨材によるCsの固定吸着などが著しい浸透遅延を引き起こす。競合イオンは固定吸着の場合でもイオン吸着を減じ、浸透を早める。
