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論文

粘土を含む水が花崗岩質岩盤の透水特性に及ぼす影響

奈良 禎太*; 柏谷 公希*; 桶谷 和生*; 藤井 宏和*; Zhao, Y.*; 加藤 昌治*; 青柳 和平; 尾崎 裕介; 松井 裕哉; 河野 勝宣*

材料, 73(3), p.220 - 225, 2024/03

岩盤中においては、その中に含まれる亀裂が地下水流動や物質移動の主な移行経路となる。このような亀裂に粘土鉱物のような微細な粒子が充填すると、岩盤の透水係数が低下することが室内試験により確認されている。本研究では原位置においても同様の現象が発生するかを確認するため、瑞浪用地の深度300mにおいて岩盤中に粘土を含む水を注入し、岩盤の透水性の変化を測定した。原位置試験では粘土を含む水の注入により、2オーダーの透水性の低下が確認され、原位置においても粘土鉱物のような粒子の亀裂の充填により透水性が低下することが確認された。

論文

粘土を含む水が流れる条件下での巨視き裂を含む花崗岩の透水係数の変化

奈良 禎太*; 加藤 昌治*; 佐藤 努*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀

Journal of MMIJ, 138(4), p.44 - 50, 2022/04

放射性廃棄物地層処分や化石燃料の採掘、二酸化炭素地中貯留等の工学プロジェクトを考える上で、岩盤内の流体の流れを理解することは重要である。き裂や空隙のネットワークは流路となるため、岩盤内の流体の流れにおいて主要な役割を果たす。本研究では、巨視き裂が自然環境下で含まれている花崗岩を試料として用いて、粘土を含む水が流れる条件下で透水試験を行うことによって透水係数の変化を調べた。その結果、粘土粒子が巨視き裂内で集積してき裂を閉塞させることによって、巨視き裂を含む花崗岩の透水係数が低下した。

論文

Permeability measurement for macro-fractured granite using water including clay

奈良 禎太*; 加藤 昌治*; 佐藤 努*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀

Proceedings of 5th ISRM Young Scholars' Symposium on Rock Mechanics and International Symposium on Rock Engineering for Innovative Future (YSRM 2019 and REIF 2019) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/12

地下を利用する様々なプロジェクトにおいて、長期的な地下水流動を評価することは重要である。長期的には花崗岩中の亀裂は鉱物の充填によって水みちが変化する。通常、岩石を対象とした室内試験では蒸留水を使用するが、実際の岩盤中では地下水に粘土鉱物が含まれる。そのような状態を模擬した透水試験を実施し、粘土鉱物の蓄積により透水性が低下する結果を得た。

論文

Effects of the nuclear structure of fission fragments on the high-energy prompt fission $$gamma$$-ray spectrum in $$^{235}$$U($$n_{rm th},f$$)

牧井 宏之; 西尾 勝久; 廣瀬 健太郎; Orlandi, R.; L$'e$guillon, R.; 小川 達彦; Soldner, T.*; K$"o$ster, U.*; Pollitt, A.*; Hambsch, F.-J.*; et al.

Physical Review C, 100(4), p.044610_1 - 044610_7, 2019/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:74.44(Physics, Nuclear)

The prompt fission $$gamma$$-ray energy spectrum for cold-neutron induced fission of $$^{235}$$U was measured in the energy range $$E_{rm gamma}$$ = 0.8 - 20,MeV, by gaining a factor of about 10$$^{5}$$ in statistics compared to the measurements performed so far. The spectrum exhibits local bump structures at $$E_{rm gamma}approx$$4,MeV and $$approx$$6,MeV, and also a broad one at $$approx$$15,MeV. In order to understand the origins of these bumps, the $$gamma$$-ray spectra were calculated using a statistical Hauser-Feshbach model, taking into account the de-excitation of all the possible primary fission fragments. It is shown that the bump at $$approx$$4,MeV is created by the transitions between the discrete levels in the fragments around $$^{132}$$Sn, and the bump at $$approx$$6,MeV mostly comes from the complementary light fragments. It is also indicated that a limited number of nuclides, which have high-spin states at low excitation energies, can contribute to the bump structure around $$E_{rm gamma}approx$$15,MeV, induced by the transition feeding into the low-lying high-spin states.

報告書

光ファイバ式ひび割れ検知センサの安全確保技術としての適用性に関する研究(平成27年度$$sim$$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。

論文

核燃料施設におけるセキュリティ対策,2; サイバーセキュリティにおける内部脅威対策

河野 壮馬; 山田 博之; 後藤 敦志*; 山崎 勝幸; 中村 仁宣; 北尾 貴彦

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/11

近年、コンピュータシステムの脆弱性を狙った侵害事例が多発しており、サイバーセキュリティが着目されつつある。サイバー攻撃を行う者の可能性として、外部者がネットワークを通じて施設外のコンピュータから実行する「外部脅威」と、内部者が施設内のコンピュータを直接操作して不正行為を実行する「内部脅威」が挙げられる。東海再処理施設では、重要度の高いコンピュータシステムはインターネットと繋がっておらず、各々の施設に独立して設置されており互いに物理的に繋がっていないことから、外部脅威によるサイバー攻撃の可能性は極めて低いと考えられる。これらのことから、東海再処理施設では主として内部脅威に着目した適切なサイバーセキュリティ対策を実現すべく検討を進めている。本論文では、東海再処理施設で実施しているサイバーセキュリティ対策のうち、内部脅威対策を中心に紹介する。

論文

Application of the transient pulse method to measure clay permeability

加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 岡崎 勇樹*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*

Materials Transactions, 59(9), p.1427 - 1432, 2018/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:32.61(Materials Science, Multidisciplinary)

放射性廃棄物の地層処分においては、岩盤を天然バリアとして使用する。このことから、低透水性の岩盤やき裂を充填している粘土の存在は、より好ましい環境を提供すると考えられる。室内での透水係数の測定方法のうち、トランジェントパルス法は低透水性の材料の透水係数測定に有効であるが、粘土に適用された事例は無く、かつ、そのままの方法・手順では適用が困難である。このため、供試体の下流側の圧力を下げる場合で透水係数を求める方法を提案し、変水位法で得られた値と比較して問題ないことを確認した。

論文

カルシウムイオン濃度が異なる水中に保存した岩石での鉱物析出

奈良 禎太*; 桑谷 隆太*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 柏谷 公希*

材料, 67(7), p.730 - 737, 2018/07

岩盤中のき裂の閉塞を考えることは、放射性廃棄物地層処分を考える上で有意義である。そこで本研究では、カルシウム分を含む水中環境に1ヶ月保存した岩石表面に鉱物が析出するかどうかを調べることとした。特に、カルシウムイオン濃度の異なる環境下に岩石を保存した場合、岩石表面への鉱物析出がどのように異なるかについて調べた。その結果、鉱物の析出が確認でき、その析出量は水中のカルシウムイオン濃度に依存することが分かった。また、花崗岩に比べて砂岩ではより多くの鉱物析出が起こることも示された。本研究の結果より、鉱物の析出による岩石内のき裂修復の可能性が示されたと考えられる。

論文

Permeability of granite including macro-fracture naturally filled with fine-grained minerals

奈良 禎太*; 加藤 昌治*; 二里 竜平*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 福田 大祐*; 佐藤 努*; 高橋 学*

Pure and Applied Geophysics, 175(3), p.917 - 927, 2018/03

 被引用回数:14 パーセンタイル:58.67(Geochemistry & Geophysics)

多くの分野で岩石の透水性に関する情報は重要なものである。特に、き裂や間隙が岩石の物理的特性や移行特性に与える影響を把握することは重要である。地下水の浸透により細粒の鉱物がき裂に充填されるが、このような岩石の透水性については十分調査されていない。このため、本研究では、粘土と鉱脈が充填された岩石の透水試験を実施した。その結果、細粒鉱物が充填されたマイクロフラクチャーを含む供試体の透水係数は健岩部のそれと同等の透水係数であった。粘土を含む場合は透水性が高くなるものの、充填物が無いき裂がある供試体よりは透水性が小さかった。

論文

粘土の透水係数測定へのトランジェントパルス法の適用

加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 岡崎 勇樹*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*

材料, 67(3), p.318 - 323, 2018/03

放射性廃棄物の地層処分においては、岩盤を天然バリアとして使用する。このことから、低透水性の岩盤やき裂を充填している粘土の存在は、より好ましい環境を提供すると考えられる。室内での透水係数の測定方法のうち、トランジェントパルス法は低透水性の材料の透水係数測定に有効であるが、粘土に適用された事例は無く、かつ、そのままの方法・手順では適用が困難である。このため、供試体の下流側の圧力を下げる場合で透水係数を求める方法を提案し、変水位法で得られた値と比較して問題ないことを確認した。

論文

岩石の透水試験における環境温度の制御の重要性

加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 福田 大祐*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*

材料, 65(7), p.489 - 495, 2016/07

放射性廃棄物の地層処分において、岩盤の透水性は重要な情報となる。透水試験において温度などの周辺環境の変化が測定結果に及ぼす影響を把握することは重要である。岐阜県産の土岐花崗岩を用いて、温度条件を変化させた透水試験をトランジェントパルス法で実施した。その結果、供試体の上流側と下流側に接続されている貯留槽の圧力差は、配管や継手の容積を含めた貯留槽容積が上流側と下流側で異なることや周囲の温度が変化したときに貯留槽や配管への熱伝達が上流側と下流側で異なることなどに起因して、温度変化が起きたときにそれに敏感に反応して変化していることが観察された。透水試験においては、大きな温度の変動はもちろんのこと、微小な温度変化でさえ、実験データに影響を及ぼすことが確認された。

論文

アラミド繊維ロッド材料の極低温引張特性評価

齊藤 徹; 大久保 暁一*; 泉 敬介*; 大川 慶直*; 小林 宣博*; 山崎 亨; 河野 勝己; 礒野 高明

低温工学, 50(8), p.400 - 408, 2015/08

アラミド繊維強化プラスチック(AFRP)は軽量、かつ高強度の長所を有する構造材料として開発されてきた。本研究においては、室温、液体窒素温度(77K)と液体ヘリウム温度(4.2K)中における、鉄筋代替コンクリート補強材として用いられる市販品のAFRPロッドの引張強度を評価するために、張力試験を行った。これまでは極低温環境下での試験において、試験片がつかみ部ジグをすり抜ける現象か生じるため、引張試験を実施することは困難であった。そのため、AFRPロッドの滑りを防ぐために、ジグに樹脂を充填して行った。また、グリップジグを改良し、ロッドの表面処理を行い、AFRPロッドのグリップ力を高めるために極低温用エポキシ樹脂を使うことによって、適切な引張試験条件を確立させた。各温度環境下での引張強さは1100MPa以上を示し、さらに、試験温度の減少に伴いヤング率が増加する温度依存を示した。ヤング率の増加の要因はアラミド繊維がエポキシ樹脂より支配的であることを確認した。

論文

Effect of change of aging heat treatment pattern on the JK2LB jacket for the ITER central solenoid

尾関 秀将; 齊藤 徹; 河野 勝己; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 山崎 亨; 礒野 高明

Physics Procedia, 67, p.1010 - 1015, 2015/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.28(Physics, Applied)

JAEA is responsible for procurement of the central solenoid (CS) conductor for ITER. The CS conductor is assembled by inserting Nb$$_{3}$$Sn superconductor cable into circular-in-square jacket whose material is JK2LB high manganese stainless steel developed by JAEA, and then heat treatment is carried out. In the recent study of Nb$$_{3}$$Sn strand, heat treatment for 250 hours at 570 degrees Celsius and 100 hours at 650 degrees is adopted. The effect of 250 hours at 570 degree for JK2LB has not studied yet although the region of 650 degree has already studied, and might be a cause of sensitization. So the characteristics of JK2LB jacket after heat treatment for 250 hours at 570 degree and then 200 hours at 650 degree was studied in terms of mechanical tests at 4K and metallographic tests. The mechanical test results satisfied the requirement of ITER and metallographic tests result showed no remarkable degradation. This study proved JK2LB jacket can be applicable to the heat treatment above.

論文

Mechanical properties of high manganese austenitic stainless steel JK2LB for ITER central solenoid jacket material

齊藤 徹; 河野 勝己; 山崎 亨; 尾関 秀将; 礒野 高明; 濱田 一弥*; Devred, A.*; Vostner, A.*

Physics Procedia, 67, p.1016 - 1021, 2015/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:87.25(Physics, Applied)

A suite of advanced austenitic stainless steels are used for the superconductor jacket, magnet casing and support structure in the ITER TF, CS and PF coil systems. These materials will be exposed to cyclic-stress environment at cryogenic temperature. The CS jacket suffers high electromagnetic force with 60,000 cycles during its life time. Therefore, high manganese austenitic stainless steel JK2LB, which has high tensile strength, high ductility, and high resistance to fatigue at 4K has been chosen for the CS conductor. The cryogenic temperature mechanical property data of this material are very important to ITER magnet design but not much data were available. This study is focused on mechanical characteristics of JK2LB and its weld joint. We present results from tensile tests, fracture toughness, fatigue crack growth rate and fatigue at 4K. Test result of tensile tests, fracture toughness, fatigue crack growth rates and fatigue satisfy the ITER requirements.

論文

Non-destructive examination of jacket sections for ITER central solenoid conductors

高橋 良和; 諏訪 友音; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200904_1 - 4200904_4, 2015/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:20.23(Engineering, Electrical & Electronic)

原子力機構はITER中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当し、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_{3}$$Sn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法 で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。UTにおいて、矩形の中に円形の穴がある形状であるので、超音波の入射の方向を工夫する必要があった。表面のECT及び内部のUTについて、その技術と検査実績を報告する。

論文

Fabrication process qualification of TF Insert Coil using real ITER TF conductor

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.

報告書

ITER CSモデル・コイル試験装置; 直流電源システムの改修

下野 貢; 宇野 康弘; 山崎 敬太; 河野 勝己; 礒野 高明

JAEA-Testing 2014-004, 62 Pages, 2015/03

JAEA-Testing-2014-004.pdf:16.03MB

ITER CSモデル・コイル試験装置は、ヘリウム冷凍機システム, 直流電源システム, 真空システム及び計測システムで構成される。直流電源システムは、CSモデル・コイルとインサート・コイルの2つの超伝導コイルに電流を供給するシステムで、CSモデル・コイルへの通電のために50kA直流電源1台、インサート・コイルへの通電のために30kA直流電源2台が設置されている。ITERトロイダル磁場(TF)コイルの定格電流は68kAであるため、その試験のために、インサート・コイルの系統を改修した。改修点は、10kA直流電源の追加、直流遮断器の増力、ブスバーの更新及び電流検出器の更新である。これらの改修に伴い、操作マニュアルも改訂した。

報告書

ITER CSモデル・コイル試験装置; ヘリウム冷凍機システムの整備状況

海老澤 昇; 木内 重巳*; 菊池 勝美*; 河野 勝己; 礒野 高明

JAEA-Testing 2014-003, 37 Pages, 2015/03

JAEA-Testing-2014-003.pdf:11.7MB

ITER CSモデル・コイル試験装置は、直径1.5mの空間に13Tの高磁場を発生する 中心ソレノイド(CS)モデルコイルを用いて核融合炉用超伝導導体の試験を行うための装置であり、大別するとヘリウム冷凍機システム、電源システム、真空システム及び計測システムで構成される。本報告は、上記ヘリウム冷凍機システムについて、2011年3月に発生した東日本大震災から2012年12月に行われたヘリウム液化試験運転までの期間を対象に本システムの整備状況についてまとめた。

論文

Establishment of production process of JK2LB jacket section for ITER CS

尾関 秀将; 濱田 一弥; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 河野 勝己; 押切 雅幸; 齊藤 徹; 手島 修*; 松並 正寛*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4800604_1 - 4800604_4, 2014/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:62.24(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is in charge of procuring Center Solenoid (CS) conductor in ITER project. CS conductor is Cable-In-Conduit type, and conduit is also called jacket. The cross-sectional shape of CS jacket is circle-in-square type, whose outer dimension is 51.3 mm and inner diameter is 35.3 mm. The length of one CS jacket section is 7 m, and the necessary total length of CS conductor is about 43 km. CS coil is expected to suffer high electro-magnetic force, so JAEA developed JK2LB, which is modified stainless steel expected to better characteristics of fatigue and thermal contraction in 4 K than SUS316LN, in cooperate with Kobe Steel, Ltd. The remaining problem was to establish production process of jackets which satisfy dimensional and mechanical requirement in ITER consistently, and also, Non-Destructive Examination (NDE) by ITER-original criteria. To carry out the R&D for above, production of dummy CS jackets were executed and these jackets were fabricated successfully. The results are reported.

論文

Cabling technology of Nb$$_3$$Sn conductor for ITER central solenoid

高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06

 被引用回数:25 パーセンタイル:72.88(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_3$$n素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。

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