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村上 昌史; 佐々木 紀樹
JAEA-Review 2022-004, 106 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-004.pdf:3.95MB
日本原子力研究開発機構に保管されている多数の放射性廃棄物を処理処分していくためには、廃棄物の性状把握のために多くの分析データが必要となる。海外の原子力施設においては、費用対効果が大きい性状把握計画を作成する手段として、「データ品質目標(DQO)プロセス」を用いることが一般的になっている。DQOプロセスは、米国環境保護庁(EPA)において開発されてきた多段階の計画作成プロセスであり、環境データ収集を伴う様々なプロジェクトにおいて、科学的に厳密かつ費用対効果が大きいデータ収集計画作成のために利用可能であるとされているものである。バックエンド推進部では、今後の保管廃棄物の性状把握において、統計的手法を取り入れることにより必要な費用を削減することを検討しており、これに向けてDQOプロセスに関する文献調査を実施してきた。本調査は、EPAがこれまでに刊行したDQOプロセスに関する手引書を中心として行い、これに加えてEPAの品質体系や計画作成後の作業といった関連事項及び原子力施設における適用例についても実施した。本報告書では、これらの文献調査結果に基づき、DQOプロセスによる計画作成の具体的手順を説明し、DQOプロセスがなぜ開発されたか、どのような変遷を辿ってきたか、及びEPAにおいて現在どのように利用されているかといった背景情報について整理する。また、特に複雑な対象物についての適用例として、過去に生じた多種多様なレガシー廃棄物を有しており、大きな環境汚染問題を抱えている、米国のハンフォードサイトにおける事例についても説明する。本報告書は、統計的サンプリング法を利用する計画を作成する際に重要となる事項や考え方をまとめるだけでなく、複雑な対象物に対する適用事例についても紹介しており、従って様々な廃棄物に対する今後の性状把握計画の作成において参考になると考えられる。
報告
熊崎 由衣
カレントアウェアネス-E (インターネット), (364), p.E2108_1 - E2108_2, 2019/02
2018年12月3
4日に第20回灰色文献国際会議(Twentieth International Conference on Grey Literature: GL20)が開催された。GL20では"Research Data Fuels and Sustains Grey Literature"のテーマのもとで主として研究データの管理・公開やそのための支援、図書館員の役割について事例報告や意見交換などが行われた。オープンサイエンスの文脈で様々な活動が行われ、研究データを管理・公開することの重要性は認識されているものの、そのための実際の手続きやライセンスといったGreyな状態からの脱却や図書館員の貢献については、試行錯誤が続けられていることがGL20を通じて伺えた。本稿ではその一部を取り上げて紹介する。
齊藤 宏
JAEA-Review 2016-009, 80 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-009.pdf:8.28MB
人形峠環境技術センターでは、ウラン鉱山の鉱業活動を終了し、現在は鉱山保安法に基づき施設の維持管理を行うとともに、鉱山跡措置を進めている。これまでに、効率的な鉱山跡措置のため、最適な進め方、施設間の優先順位、具体的な調査項目や方法等について検討してきた。その結果、今後検討し解決する必要のある課題が残されていることが分かってきた。そこで、関連分野の海外の専門家との意見交換等により知見を得るとともに、海外の休止ウラン鉱山において先行して実施された又は実施中の事例に係る情報を取得するため、IAEAが構築した環境修復に係る多国間ネットワーク"ENVIRONET"に平成21年の構築以降継続して関与し、年次総会及び運営委員会に出席するとともに、同様な課題を有する出席者との関係を強化してきた。また、文献及びウェブサイトの調査を並行して行い、必要な情報取得を行ってきた。ENVIRONETへの関与により取得した情報と文献調査より得られた情報とあわせて、追加し調査を行う休止ウラン鉱山とそこで取得すべき具体的な情報を事前に抽出したうえで、該当する鉱山を対象に現地調査及び打合せを行い、必要な情報を取得し、これらの整理を行った。
池田 貴儀; 權田 真幸; 長屋 俊; 早川 美彩; 国井 克彦; 峯尾 幸信; 米澤 稔; 板橋 慶造
Proceedings of 16th International Conference on Grey Literature (GL-16), p.139 - 145, 2015/03
福島第一原子力発電所事故(「3.11事故」)を契機に、プレスリリースやモニタリング情報等の様々な情報がインターネット上から発信されている。JAEA図書館は、3.11事故に関連する情報を保存し、整理し、発信することに努めており、その成果としてDSpaceを活用したFukushima Accident Archiveの取り組みを、第15回灰色文献国際会議で報告した。これらのインターネット情報の中には有用である数値データが数多く含まれているが、書誌情報の欠落により情報の存在を確認することが困難である等、課題も多く存在している。そこで、国際原子力機関が運用する国際原子力情報システムデータベースで利用されている「データフラッギング」の仕組みをFukushima Accident Archiveに応用することを試みる。これにより、Fukushima Accident Archiveの機能向上だけではなく、インターネット上に存在する数値データの効果的な活用に貢献できると考えている。
池田 貴儀
情報の科学と技術, 55(5), p.219 - 223, 2005/05
会議録は、研究者が最新の研究動向を知るための情報源であり、図書館が収集すべき重要な資料にもかかわらず入手が困難とされている。その会議録について、日本原子力研究所図書館では、現在、約1万9千件を収集し研究者に提供している。本稿では、主として、学協会からの会議情報の入手,国際原子力情報システム(INIS)データベースの利用,研究者からの情報入手といった会議録の収集手法を紹介する。また、日本原子力研究所が研究報告書として刊行する会議録JAERI-Confのシリーズについても触れている。
石川 正; 羽原 正; 大島 健志
情報の科学と技術, 54(3), p.126 - 132, 2004/03
日本原子力研究所図書館は、図書館ホームページから冊子体で所蔵している外国雑誌のうち300誌を電子ジャーナルとしても提供し3年が経過した。この間、冊子体の貸出及び文献複写による利用は減少する一方、電子ジャーナルの利用は大幅に増加した。主要な電子ジャーナル3誌の利用動向の変化を貸出件数,文献複写件数,アクセス回数,ダウンロード件数などに基づいて分析した結果を報告する。また、出版社が提供する電子ジャーナルの利用データの重要性,不正ダウンロードへの対応,冊子体の電子化による図書館業務への影響などの外国雑誌提供にかかわる課題についても報告する。
中嶋 英充
専門図書館, (200), p.11 - 12, 2003/07
専門図書館協議会の依頼に基づき、機関誌専門図書館の「読者の声」欄に投稿する。内容はこれまで携わった文献検索,図書館業務等における経験談とし、日頃の問題解決にあたっての姿勢・考え方等を一般読者向けに紹介する。
杉田 裕; 油井 三和
JNC TN8450 2001-007, 16 Pages, 2002/02
JNC-TN8450-2001-007.pdf:0.78MB
本資料は、地層処分研究開発第2次取りまとめ-分冊2 地層処分の工学技術-の中の設計用岩盤特性値で示されている硬岩系岩盤、軟岩系岩盤の一軸圧縮強度と圧裂引張強度の関係のデータセットである。
加藤 大生*; 嶺 達也*; 三原 守弘; 大井 貴夫; 本田 明
JNC TN8400 2001-029, 63 Pages, 2002/01
JNC-TN8400-2001-029.pdf:1.81MB
TRU廃棄物の処分システムにはセメント系材料の使用が考えられている。セメント系材料には収着により核種の移行を遅延させる機能が期待されている。このため、TRU廃棄物の処分システムの評価においては、セメント系材料に対する核種の分配係数Kd が重要なパラメータとなる。セメント系材料に対する核種の収着に関する研究は、国内外で数多く報告されている。したがって、既存の知見を整理し、核種の分配係数を把握しておく必要がある。本報告では、性能評価上重要となるC, Cl, Ni, Se, Sr, Zr, Nb, Mo, Tc, Sn, I, Cs, Sm, Pb, Ra, Ac, Th, Pa, U,Np, Pu, Am, Cm 等の元素を対象として、セメント系材料に対する分配係数を文献及び内部実験結果から抽出・整理し、収着データベース(SDB)としてまとめた。SDB 整備の過程で、Se, Tc, Pa, U, Pu, Np 等といった実験雰囲気や酸化還元電位により化学形態が変化すると考えられる元素について、実験雰囲気が制御された条件で得られた分配係数はいくらかあるももの、酸化還元電位が制御された条件で得られた分配係数はほとんどないことを把握した。また、Se, Mo, Sm, Cm, Ac の分配係数がこれまで測定されていないことが分かった。これらの元素のうち、Se及びMo について、OPC(普通ポルトランドセメント)に対する分配係数をバッチ収着実験により取得し、SDB に反映した。
永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一
JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09
JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB
原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.16.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.49.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.915.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。
武部 愼一; 阿部 昌義
JAERI-Data/Code 2001-005, 344 Pages, 2001/03
JAERI-Data-Code-2001-005.pdf:10.79MB
分配係数は研究所等廃棄物の処分における環境影響評価上極めて重要なパラメータである。安全評価における分配係数値の利用に関して合理的な値を選定することを目的におもに国内を対象にした文献調査を実施した。本報告は、データベースへ入力するための分配係数に関する情報を各文献ごとに整理して、文献情報データとしてまとめたものである。
小藤 博英; 三枝 利家; 安松 直人*; 関野 章*; 平尾 和則
JNC TN9400 2000-055, 49 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-055.pdf:2.07MB
実用化戦略調査研究の進展に伴い、種々の技術情報、設計データ、関連情報などが得られる。これらをバックデータ、あるいは根拠資料として保管、利用するため、各部門においてデータベースを作成し、ネットワークを介して情報管理システムにて一括管理するシステムを構築する予定である。この中で、FBRサイクルデータベースはFBR導入シナリオ評価や総合評価に必要なデータを集約するものであり、平成11年度にシステム概念の検討を行い、平成12年度にプロトタイプを作成する。本報告書は、平成11年度に検討したFBRサイクルデータベースのシステム概念をとりまとめたものである。検討の結果、プロトタイプは2つの方式、即ち、得られた情報の中から必要な数値データのみを抽出してテーブル形式にとりまとめる方式と、得られた文献を画像データとしてサーバーに取り込み、キーワード等のインデックス情報を付してとりまとめる方式にて作成することとした。また、概念の検討に際しては、他社でのデータベースの例も参考とし、汎用的なデータベースソフトを用いることや、これまでに得られているデータが利用可能となることに心がけた。
庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿
JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB
水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・
値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。
白川 典幸*; 堀江 英樹*; 山本 雄一*; 松宮 壽人*
JNC TJ9440 2000-008, 47 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-008.pdf:1.96MB
伝熱流動数値実験によって、化学反応を伴う伝熱流動が高速炉を構成する機器に及ぼす影響を評価するには、反応の発生箇所近傍だけでなく機器全体を解析対象とする必要がある。そのため、計算負荷の観点から微視的な解析手法を直接用いることができない。このため、使用する熱流動解析コードには、化学反応によって生じる多相・多成分の反応性流体の挙動をモデル化し、相関式として組み込まなければならない。反応性流体の化学反応の量は反応する相間の境界面積に依存し、この面積は界面の形状によって大きく変化する。しかし、ナトリウム-水反応のように化学反応を伴う系については、これに関する実験的知見もないのが現状である。そこで本件では、微視的解析手法である粒子法を用いて、多相・多成分・反応性流体の挙動を機構論的に解析し、流動様式や境界面積に関する知見を得ることを最終的な目的とする。本年度は、粒子法を用いて水・ナトリウム反応を扱うための第一段階として、液体ジェットが他の液体プールに噴出する際の流体力学的挙動への粒子法の適用性を検討することを目的とした。このため、文献調査によりジェット流動様式のメカニズムを検討するとともに、ここでの目的に合致する、「ガソリンプールに水を噴出させる実験」を選び、解析した。また、蒸気発生器内部の伝熱管水リーク事故では管群内のジェット流を解析する。このような複雑体系への本手法の適用性を検討するため、蒸気発生器安全性総合試験(SWAT/Run19試験)を例として化学反応を含まない流体力学のみの予備解析を実施した。その結果、伝熱管群を含む複雑体系においても、高速ジェット流とプール流体との相互作用を考慮した流動挙動への適用性が確認できた。さらに、今後扱うべき現象のモデリングについて検討し、相変化と化学反応経路を選定し定式化を行った。水の相変化は伝熱律速モデルに基づき、化学反応は水・水素転換率をパラメタとした一括反応モデルに基づいている。また、コード構成についても概念設計を行った。
平野 靖*; 笹川 勝*; 佐伯 潤*; 八木 誠*
JNC TJ9440 2000-007, 43 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-007.pdf:1.73MB
軽水炉プルサーマル利用技術をはじめ軽水炉技術の将来動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、大間原子力発電所を含めABWRならびに将来導入が期待される高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向を調査し、炉心特性(酸化物ウラン燃料装荷炉心、1/3MOX燃料装荷炉心、フルMOX燃料装荷炉心)、プラント特性、経済性、技術的課題、実用化見通し時期等を整理した。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度燃料条件(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼燃料条件(取出60,000MWd/t)で、公開コードであるSRACを用いて炉心特性データを解析評価した。これら、調査結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な成果は下記の通りである。(1)大間原子力発電所を含めABWRならびに高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向について公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、取出燃焼度45,000MWd/t、及び60,000MWd/tの条件で、取出燃料の燃料組成データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。
新田 秀行*; 小野 正博*
JNC TJ8420 2000-010, 171 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-010.pdf:5.34MB
表面汚染が主な放射性固体廃棄物に対して、高除染度の得られる可能性がある技術として、レーザークリーニング法、真空アーククリーニング法について、文献および特許調査を実施した。また、得られた情報に基づき具体的な適用例として集合型遠心機チェンバーの胴体部を除染するための装置の概念設計及び経済性評価を実施した。固体表面クリーニング技術(レーザー法、放電法)の現状調査では、公開文献、特許、その他の資料により技術調査を実施し、関連する文献をリストにまとめるとともに、技術データシートを作成した。また、クリーニングシステムを設計するために有用な情報を構成機器毎にまとめた。除染処理への検討例、適用例等の調査と評価では、固体表面クリーニング技術と同様、公開文献、特許、その他の資料により技術調査を実施し、関連する文献をリストにまとめるとともに、技術データシートを作成した。これら調査結果に基づき、炭酸ガスレーザー、YAGレーザー、真空アークそれぞれを用いた除染処理プロセス・装置概念設計を実施し、装置および処理プロセス概念の具体化をはかった。いずれの装置も回転リングを用いて除染対象物を回転させ、除染ヘッドを除染対象物の円周方向に走査することにより、除染速度が一定となるように設計した。本概念設計結果に基づき、各除染システムの経済性について比較評価した。
戸井田 克*; 塩釜 幸弘*; 渥美 博行; 升元 一彦*; 安井 信吾*; 阿部 泰典*; 古市 光昭*
JNC TJ7440 2000-006, 137 Pages, 2000/02
JNC-TJ7440-2000-006.pdf:3.55MB
東濃地科学センターにおける地層科学研究では,地質環境の調査技術・調査手法を開発することを目的として,広域地下水流動研究,超深地層研究所計画を進めている。これらの計画では,主に地表から地下深部に至る花崗岩中の地下水の動きを対象にしており,そのための大きな課題は,できるだけ少ない調査量で高精度に地質環境を把握するための合理的手法を確立することである。統計解析手法は,地下に埋蔵する資源量の評価など他の分野において用いられてきた数学的な方法である。本業務ではこの手法を試錐データの解析に適用し,その有効性を確認した上で,この手法を取り入れた定量的地質環境モデルの構築を提示するものである。平成11年度には,以下の項目を実施した。1.限られた数量の実測データから得られた地質環境特性の空間的不均一性の情報に付随する不確実性を,定量的に評価する統計解析手法の明確化 2.東濃及び他地域の例における上記手法の試用及び適用性の調査 3.国内外の調査・検討事例の調査及びこれらとの比較による上記手法の合理性の確認 4.上記の統計解析手法を反映した定量的な地質環境モデル構築の要領案の作成
三木 崇史*; 笹本 広; 千葉 保*; 稲垣 学*; 油井 三和
JNC TN8400 2000-007, 32 Pages, 2000/01
JNC-TN8400-2000-007.pdf:0.69MB
本資料では、ニアフィールド母岩や緩衝材中の酸化還元状態を評価する上で重要と考えられる地球化学反応について文献調査をもとに整理した。以下に調査の結果をまとめる。・酸化還元反応に寄与する物質としては、岩石中に含まれる二価鉄を含む鉱物や有機物が重要である。特に、黄鉄鉱は、溶存酸素との反応が比較的速いため、処分場閉鎖後初期の段階では、酸素は黄鉄鉱により消費されると考えられる。・還元性物質による還元能力は、室内での岩石(鉱物)-水反応をもとに、定量的な評価が可能である。なお、二価鉄の含有量が多く、空隙率の大きいほど、岩石の有する還元能が大きいことが期待されている。・還元性物質による溶存酸素の消費速度についても、二価鉄を含む主要な鉱物について、実験的に求められている。また、溶液中に溶解した二価鉄イオンと溶存酸素との反応に関する速度式や速度定数も求められている。 従って、これらの既存の文献でまとめられているデータを用いることにより、坑道掘削に伴い変化するニアフィールド母岩や緩衝材中の地球化学的状態を速度論的に検討することが可能であると考えられる。
Arthur, R. C,*; Savage, D.*; 笹本 広; 柴田 雅博; 油井 三和
JNC TN8400 2000-005, 61 Pages, 2000/01
JNC-TN8400-2000-005.pdf:2.83MB
本報告書では、長石、層状珪酸塩、沸石、酸化物、輝石、角閃石に対する34種類の水和反応を対象に速度定数、反応次数、活性化エネルギーを含む速度論データを収集・整理した。また、同様に方解石と黄鉄鉱に対する速度論データも収集・整理した。これらのデータは、地球化学コードであるEQ3/6やGWBで用いられている表面反応支配・遷移状態理論に則した速度則に適合する。上述した水和反応の速度論データは、厳密には、平衡状態からかけ離れた非平衡状態における遷移状態速度則に適合するものである。これらのデータは、平衡状態からかけ離れた非平衡状態および平衡状態に近い状態における速度則にも概念的には適合するものであるが、その妥当性は、元文献の実験結果の解析を通じて可能な限り確認されるべきである。鉱物-水反応に関する速度論データの適用性の限界を考慮し、地下水水質形成の地球化学モデルの評価を単純化する上で、可能な場合、部分平衡を仮定することは有効な方法である。部分平衡の仮定が妥当であるかどうか評価するため、部分平衡の空間的、時間的スケールを評価するために用いられる水理および水-岩石反応を結合したモデル化手法について記述した。この様なモデル化手法は、釜石原位置試験場における割れ目中での地下水流れを含む条件に対して適用され、また、酸化性の地表水が結晶質岩における高レベル放射性廃棄物の処分深度にまで達するのに要する時間を評価するためにも用いられた。部分平衡が妥当な仮定であるかどうかといった疑問に対しては、適切なモデル化手法をもとに検討されるべきである。上述したモデル化手法を用いて、釜石サイトでの条件に適用するためには、割れ目充填部は多孔質媒体に近似でき、地下水の流れは単なる移流のみであり、母岩マトリクス方向への拡散は生じないことになる。さらに、平衡状態に達するまでの距離と同じか、それよりも長い距離に渡って、割れ目の鉱物学的特性や物理学的特性が均一でなければならない。もしこの様な条件下において、以下の状態であるならば、釜石サイトにおける地下水水質形成モデルにおいて部分平衡を仮定することが妥当であると推測される。・方解石、濁沸石(その溶解・沈殿挙動が輝沸石に類似すると仮定)、濁沸石、葡萄石、(石英は含まない)・ダルシー流速は比較的小さい(たとえば、約0.1myr-1)・平衡状態に関する不確実性として、飽和指数で+-0.4を誤差 ...
佐藤 稔紀; 谷口 航; 藤田 朝雄; 長谷川 宏
JNC TN7400 99-011, 36 Pages, 1999/12
わが国における地下深部の岩盤が有する一般的な熱的および力学的性質を理解するため、文献調査および釜石鉱山と東濃鉱山における調査・試験によりデータを収集し、岩種ごとの物性の頻度分布や物性間の相関関係などについて検討した。その結果、岩石の熱物性および力学物性について、岩種ごとの頻度分布を把握した。また、従来より示唆されてきた物性間の相関関係との整合性が確認された。新第三紀堆積岩では深度の増加とともに一軸圧縮強度などが増加する傾向が認められた。岩盤の初期応力については、文献調査の結果を取りまとめ、鉛直応力は単位体積重量の勾配で線形近似できること、水平面内平均応力と深度の関係も線形近似できること、および、側圧係数(水平面内平均応力と鉛直応力の比)は浅部では大きな値を示し、震深度の増加に伴い、深度500m程度より深くなると1より小さい値に近づくことが認められた。
