検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

MOZART実験データの整理とJFS-3-J3.2Rによる解析

貝瀬 興一郎*; 長田 博夫*

JNC TJ9400 2003-009, 183 Pages, 2003/03

JNC-TJ9400-2003-009.pdf:6.45MB

サイクル機構では実機解析における予測精度向上や解析システムの精度検証等に資するため、臨界実験データベースの整備を実施している。その一環として英国のZEBRA臨界集合体で実施された高速増殖原型炉もんじゅのモックアップ臨界実験(MOZART実験)について最新の知見を反映して再評価を実施した。 主な成果は以下のとおりである。 (1)中性子スペクトル測定データの整理 これまで未整理であった炉心中心における中性子スペクトルの測定データを分析し、解析に必要なエネルギー構造や体系モデルの条件を明確にした。 (2)原子数密度データの改訂 従来の解析で無視していた不純物を考慮に加えるとともにJNCの標準解析手法を反映して原子数密度データを改訂した。その結果、臨界性についてC/E値の炉心形状への依存性が約0.4%$$Delta$$kから約0.1%$$Delta$$kに改善した。 (3)JFS-3-J3.2Rによる解析 70群炉定数JFS-3-J3.2Rを用いて基準計算値及び補正計算値を再評価しJFS-3-J3.2を用いた従来結果からの変化を分析した。 臨界性については従来の結果に比べ0.1%$$Delta$$k小さくなった。これはJUPITER臨界実験に対する炉定数の改訂効果と整合している。 制御棒価値についてはB-10濃縮度への依存性が7%から1%に低減し、Naボイド反応度についてはC/E値が約10%改善した。これらについては炉定数の改訂効果以外に解析モデルの変更が寄与している。 補正値に対する炉定数改訂の寄与は無視できることを確認した。

報告書

プルトニウム利用技術に関する調査検討(3)

横堀 仁*; 長田 博夫*; 鈴木 勝男*

JNC TJ9440 99-014, 73 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-014.pdf:2.31MB

軽水炉プルサーマルの最近の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、プルサーマルに関するMOX燃料装荷計画を調査した。MOX燃料部分装荷計画については、高浜3,4号における安全審査関連の情報を基に現状を整理した。MOX燃料全炉心装荷計画については、APWR、ABWRに関する関連委員会等での情報を基に整理した。これらの調査結果を基に、原電敦賀3,4号で計画しているAPWR及びAPWRプルサーマルに関してSRAC、ORIGEN等の公開コードを用いて炉心特性データを評価した。これら、調査検討結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な結果は下記の通りである。(1)既設プラントへの部分装荷計画及び新設プラントへの全炉心装荷計画の両者について国内外公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)APWRのウラン炉心並びに全MOX装荷炉心の2ケースについて燃料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。

報告書

ナトリウム-水反応温度の分析及び解析

吉岡 直樹*; 岸田 雅子*; 長田 博夫*

JNC TJ9440 99-006, 340 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-006.pdf:16.37MB

高速炉蒸気発生器(SG)の設計基準リーク(DBL)の妥当性を確認するためには、実機SG条件でのナトリウム-水反応現象をより現実的に評価する必要がある。本作業においては、実機SGで想定されるナトリウム-水反応域の温度条件の検討を行うことを目的に、SWAT-3試験のナトリウム-水反応温度データの分析、及び、ナトリウムと水の化学反応を考慮した多成分-混相流モデルに基づく計算コード(CHAMPAGNE)の検証を実施した。主な結果は以下の通りである。(1)温度データの分析反応域の等温分布図を作成した。また、この結果に基づき反応域温度分布データの分析を行った。その結果、注水率/方向、水蒸気状態等各種パラメータが温度分布に及ぼす影響を概略把握できた。なお、作成した反応域温度分布データは貴重であり、今後も試験計画立案、モデルのチェック等に広く活用されることが期待される。(2)解析コードの検証水平方向リークを模擬したRUN1-13を試験解析することにより下記が判った。・水平方向リークに対しても、上方リークと同程度の精度で、温度の絶対値を評価できる。・リーク規模に応じて解析体系の奥行きを調整することにより高温領域の広さを模擬することが出来る。・高温領域の水平方向への拡がりの解析結果は、試験結果に比べて半分程度であった。注水状態の条件化が妥当でない可能性もあるが、基本的には2次元モデルであることに起因する。今後次元の影響がより小さくできる円筒座標等の適用を考える必要がある。また、水蒸気ジェットへのナトリウムの混入モデルについて検討が必要である。(3)反応域温度条件の検討主に試験データの分析結果を基に実機での反応域温度条件について検討した。この結果は以下のとおりである。・反応温度は、定格出力運転時、蒸気出口(管束上部)で最も高くなることが考えられる。蒸発器ではRUN19の蒸気及びナトリウム温度条件に近いことから約1170$$^{circ}C$$程度と予想される。・10%給水運転時の管内水はサブクール状態であり、RUN17の条件と近いことから約1100$$^{circ}C$$以下となることが予想される。・ただし、カバーガス圧の影響及び試験では模擬できなかったナトリウム流動の影響については現状断定はできないため、今後も試験による確認或いは理論・解析面からの検討が必要である。

報告書

ウラン濃縮度低減炉心の核計算

長田 博夫*; 河北 孝司*; 池田 一三*

PNC TJ9678 98-003, 65 Pages, 1998/01

PNC-TJ9678-98-003.pdf:1.67MB

本作業では、将来、濃縮ウランの入手が困難となって時の対応策を検討するため、「常陽」MK-III標準炉心を対象として、ウラン濃縮度を低減させた場合の炉心特性を計算した。(1) ウラン濃縮度低減炉心の仕様選定Pu富化度、炉心スタック長及びPu同位体組成比をパラメータとし、濃縮ウランの入手性の観点から、炉心燃料の235U濃縮度を現行の18w/oから10w/o以下、あるいは軽水炉並みの5w/o以下とできる炉心の仕様をサーベイした。その結果、下記のケースにおいて、現行のMK-III標準炉心と同等の核特性を有する炉心を構成できることがわかった。ケース1:外側炉心のウラン濃縮度7.9w/o,Pu富化度35w/oケース2:外側炉心のウラン濃縮度5.0w/o,Pu富化度36.8w/oケース3:兵器級のPu同位体組成比でPu富化度29.8w/o,ウラン濃縮度6.6w/oいずれもスタック長は50cmとした。(2)ウラン濃縮度低減炉心に関する核計算(1)で設定した各ケースの炉心特性を計算し、その結果をMK-III標準炉心と比較した。主な結果を以下に示す。・平衡末期にMK-III標準炉心と同等の臨界性が確保された。内側炉心・外側炉心の最大線出力が同じになるように調整した結果、最大線出力は414W/cmから415W/cmになった。・要素最高燃焼度は、8.9$$times$$10の4乗MWd/t以下となった。・最大高速中性子束は増大し、平衡炉心末期で4.2$$times$$10の15乗/cm2乗sとなった。・中性子束スペクトルはいずれのケースも低エネルギー側にわずかにシフトした。・兵器級Puを使用したケースと他のケースで炉心特性に大差はなかった。取出し時に240Pu及び242Puの同位体組成比が約2倍に増加し、Pu重量が約14$$sim$$15%減少した。

報告書

蒸気発生器水ブロー系の最適運用に係わる計算(2)

吉岡 直樹*; 長田 博夫*; 岸田 雅子*

PNC TJ9678 98-002, 160 Pages, 1997/12

PNC-TJ9678-98-002.pdf:3.92MB

蒸気発生器(SG)の安全性評価上重要な課題と考えられている伝熱管の過熱型破損事象に関する研究が進められている。この事象では伝熱管内の除熱効果が評価結果に大きな影響を及ぼすことから、通常運転時及び水ブロー中を含めて水蒸気系の挙動を詳細評価して、除熱条件を定めることが重要である。本作業では"その1"作業に引き続き過熱型破損事象の評価に必要な除熱条件を定めることを目的に、主に水蒸気系の設備仕様や運転条件をパラメータにしたBLOOPHコードによる水ブロー解析、及び、反応熱を考慮した水側状態量の補正を行った。また、BLOOPHコードによる解析の妥当性を確認するため、汎用熱流動解析コードRELAP5/Mod.2による水ブロー解析を行った。これら作業により以下の結果が得られた。(1)放出弁容量等を変更した場合のブロー特性の変化を把握できた。(2)過熱型破損事象の評価に必要な除熱条件を定めることが出来た。(3)Na-水反応による加熱伝熱管を考慮したRELAP5による解析結果との比較から、この加熱を考慮しない伝熱管モデルのBLOOPHによる解析は、ブロー時のSG全体の熱流動挙動把握のためには妥当であるが、加熱部でのブロー開始後初期の流量を若干大きめに評価することが判った。(4)放出弁条件を変えても、RELAP5とBLOOPHの解析結果は圧力及び流動挙動に関して、概ね一致することが確認できた。特に、伝熱管内水/蒸気極低流量域が同様に発生することがわかった。(5)今後、実機で予定されているブロー試験の結果により、これら解析結果の妥当性を最終的に確認すると共に、必要なモデル改良による解析精度の向上が必要である。

報告書

蒸気発生器水ブロー系の最適運用に係わる計算

吉岡 直樹*; 長田 博夫*; 岸田 雅子*

PNC TJ9678 98-001, 294 Pages, 1997/09

PNC-TJ9678-98-001.pdf:7.4MB

蒸気発生器(SG)の安全性評価上重要な課題と考えられている伝熱管の過熱型破損事象に関する研究が進められている。この事象では伝熱管内の除熱効果が評価結果に大きな影響を及ぼすことから、通常運転時及び水ブロー中を含めて水蒸気系の挙動を詳細評価して、除熱条件を定めることが重要である。本作業では過熱型破損事象の評価に必要な除熱条件を定めることを目的に、主に水蒸気系の設備仕様や運転条件をパラメータにしたBLOOPHコードによる水ブロー解析、及び、反応熱を考慮した水側状態量の補正を行った。また、BLOOPHコードによる解析の妥当性を確認するため、汎用熱流動解析コードRELAP5/Mod.2)による水ブロー解析を行った。これら作業により以下の結果が得られた。(1)放出弁容量等を変更した場合のブロー特性の変化を把握できた。また、ブロー途中に伝熱管内で発生する可能性のある極低流量の継続時間を短縮する方法を見い出した。(2)放出系容量の最適設計手法を案出した。(3)過熱型破損事象の評価に必要な除熱条件を定めることが出来た。(4)同じ解析課題に対するBLOOPHとRELAP5/Mod.2の解析結果は、圧力及び流動挙動に関し、概ね一致した。このことによりBLOOPHコードによる解析の妥当性が確認された。(5)BLOOPHコードの解析精度の確認、向上のために必要な開発課題が明かとなった。

報告書

MK-III炉心燃料のU濃縮度低減に関するサーベイ計算

長田 博夫*; 河北 孝司*; 池田 一三*

PNC TJ9678 97-003, 80 Pages, 1997/02

PNC-TJ9678-97-003.pdf:2.23MB

本作業では、燃料U濃縮度が低減した時のMK-III標準炉心への影響をみるために、MK-III炉心のPu富化度や燃焼・構造材体積等をパラメータとして低減可能なU濃縮度をサーベイした。(1)低濃縮U燃料炉心の特性計算外側炉心のPu富化度の増加、燃料体積割合増大、構造材体積割合削減、燃料スタック長伸長、15N濃縮窒化物燃料への変更、Pu同位体組成比の変更を想定して臨界性および出力分布の平坦化の条件を満足するように燃焼計算によるサーベイを行い、燃焼特性および出力特性の評価を行った。今回のサーベイの範囲では最大線出力は標準炉心の値と同等あるいはそれ以下であった。また燃焼欠損反応度は最大13%の増加、要素最高燃焼度は1%の増加、炉心内最大高速中性子束は最大で7%増加した。(2)燃料U濃縮度の計算今回の計算から次のことがわかった。Pu富化度を28.8w/oから35w/oまで増加させることにより、U濃縮度を18w/oから8.5w/oまで下げられる。構造材体積割合を下げてもU濃縮度は下げられない。燃料体積割合を1.08倍にした場合、U濃縮度を13w/oまで下げられる。燃料スタック長50cmから60cmに伸ばすとU濃縮度を12w/oまで下げられる。15N濃縮窒化物燃料への変更はU濃縮度を5w/oまで下げられる。兵器用Pu同位体組成比への変更のみでU濃縮度を9w/oまで下げられる。さらに外側炉心のPu富化度を約33w/oに変えた場合、劣化Uを利用することができる。

報告書

ホウ素添加SASS模擬試験体の投入反応度計算

長田 博夫*; 池田 一三*; 河北 孝司*

PNC TJ9678 96-010, 43 Pages, 1996/03

PNC-TJ9678-96-010.pdf:1.05MB

自己作動型炉停止機構(以下,SASSとする)の炉内試験の予備検討として,ホウ素添加SASS模擬試験体をMK-III標準炉心で落下させた時の投入反応度曲線について計算した。本計算で得られた結果は次のとおりである。(1) ステンレスとホウ素の置換反応度の計算拡散計算および輸送計算により,炉心第3列にホウ素を添加した時の反応度価値を計算し,計算方法の違いによる反応度計算値の差は小さいことを確認した。また,摂動計算により反応度価値の軸方向分布を計算し,ホウ素の反応度価値は炉心中心をピークにして軸方向の全範囲にわたって負の特性を持つことを確認した。(2) ホウ素添加SASS模擬試験体落下時の投入反応度曲線の計算投入反応度曲線の計算は,ホウ素の添加範囲をひとつはミート部全体に,他方はミート部下半分にとする,異なるケースについて行った。SASS模擬試験体落下時の投入反応度は,前者のケースでは,後者のケースと比較して1.5$$sim$$2倍の過大な負の値となる。一方,試験体の中途挿入状態からの落下を考慮した場合の投入反応度は,前者のケースでは常に負であるが,後者のケースでは値は小さいものの正の値となりうる場合がある。いずれのケースでもSASS模擬試験体落下時の投入反応度は,ホウ素を添加することにより,不確かさを考慮しても正とならない結果を得た。

報告書

Pu高次化に伴うMK-III炉心特性計算

長田 博夫*; 池田 一三*; 河北 孝司*

PNC TJ9678 96-009, 57 Pages, 1996/03

PNC-TJ9678-96-009.pdf:1.45MB

本作業では、Puが高次化した燃料をMK-3標準炉心に装荷したときの炉心特性を評価するため、MK-3標準炉心のPu等価フィッサイル係数を計算し、3種類のPu同位体組成比(燃焼度が60、70、80GWd/t相当の軽水炉取出燃料のPu)について基準Pu組成のMK-3新燃料と同等の反応度価値を有する取替燃料のPu富化度を求めるとともに、この燃料を装荷したときの燃焼特性、出力特性等の計算を行った。 (1)Pu等価フィッサイル係数の計算 239Puを1.0とし、MK-3標準炉心のPu等価フィッサイル係数を 235U、236U、238U、238Pu、240Pu、241Pu、242Puおよび241Amについて求めた。全炉心のPu等価フィッサイル係数は235Uで約0.7、241Puで約1.3であり、その他の核種についてもMK-2炉心のPu等価フィッサイル係数と同等であった。 (2)核分裂性物質含有割合に対するサーベイ計算 燃焼度が60、70、80GWd/t相当の軽水炉取出し燃料のPuを取替燃料に用いた場合、外側燃料のPu富化度は、それぞれ約32%、34%、36%となった。 Puが高次化燃料を装荷することで、燃焼反応度欠損は減少する。しかし、その変化量は最大0.02%$$Delta$$k/kk' (定格運転日数換算で0.8日)であり、非常に小さい。 高燃焼度の軽水炉取出燃料のPuを取替燃料に用いた場合、最大線出力は414W/cm以下、要素最高燃焼度は89,100MWd/t以下となる。また、出力分担率、出力ピーキング係数等の主な出力分布特性は、MK-3標準炉心の設計値と変わらない。

報告書

ナトリウム-水反応生成物移行評価モデルのコーディング

吉岡 直樹*; 岸田 雅子*; 吉原 宏*; 長田 博夫*

PNC TJ9678 96-005, 86 Pages, 1996/03

PNC-TJ9678-96-005.pdf:2.11MB

FBR実用炉の合理化の有望な方策の1つとして、2次ナトリウム系削除型のプラント概念が考えられている。この型のプラントでは、蒸気発生器が直接1次系に設置されることから、原子炉の安全評価上、蒸気発生器伝熱管破損により発生する反応生成物の炉心部への影響評価が特に重要な課題となっている。本作業では、このような場合における反応生成物の移行挙動を評価できるよう、これまで事業団殿で開発してきた大リーク・ナトリウム-水反応熱流動解析コードSWAC-13Eの改造を行った。本改造は、ナトリウム-水反応生成物の溶解・析出・沈積等の現象を含む移行に関する評価モデルの追加であり、これらの新規の反応生成物移行解析部分(REACT)と従来の熱・流動解析部分(SWAC-13E)はできる限り独立するよう配慮した設計とした。典型的な2次ナトリウム系削除型のプラント概念におけるナトリウム┼水反応時の反応生成物移行挙動評価解析に本コードを適用した結果,解析結果は定性的に矛盾のないものであり,改造したSWAC-13Eは妥当なレベルで挙動を解析できることが判った。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ 炉心特性の詳細評価(V)

貝瀬 興一郎*; 管 太郎*; 長田 博夫*; 日比 宏基*; 大矢 武明*

PNC TJ1678 96-002, 238 Pages, 1996/02

PNC-TJ1678-96-002.pdf:6.55MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年2月から起動試験を開始し、炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。もんじゅの運転性を評価するため、性能試験の結果を踏まえた炉心特性を明確化した。また、もんじゅの燃料として使用されるPuは高次化する傾向にあり、プルトニウム単位重量あたりの核分裂性プルトニウム量は少なくなる傾向にあるため、高次化Pu対策に係るPu被曝量を評価した。主な結果は以下のとおりである。(1)出力試験結果を解析評価して、1)出力補償反応度及び2)燃焼欠損反応度の評価モデルを検討し、前者については炉心平均温度を詳細化する必要があることがわかり、後者については出力レベル毎にミクロ断面積を作成する必要があることがわかった。(2)新しい出力レベルの出力補償反応度及び燃焼欠損反応度の再確値評価モデルは評価モデルの検討結果を採用し、かつそれ以前の段階の出力レベルまでのC/E値で補正する方法を選定した。(3)この最確値評価モデルにより40%出力試験の試験データから零出力から定格出力時までの出力補償反応度及び燃焼欠損反応度を推定・評価し、出力補償反応度は-1.31%$$Delta$$k/kk′となり、燃焼欠損反応度は-0.0147%$$Delta$$k/kk′/EFPDとなった。(4)性能試験で得られた測定データの評価結果を利用して、初装荷炉心の平成7年度中の運転可能な日数を評価した結果、要求されている54全出力換算日(EFPD)に対して、ノミナル値で75%電気出力(77%熱出力)では余裕があるが、100%電気出力では出力補償反応度のため6EFPDだけ不足する結果が得られた。

報告書

移行炉心の詳細核熱計算(III)

長田 博夫*; 池田 一三*; 河北 孝司*

PNC TJ9678 96-007, 133 Pages, 1995/11

PNC-TJ9678-96-007.pdf:2.46MB

本計算は、高速実験炉「常陽」のMK-III炉心の移行炉心の詳細核熱計算であり、MK-III燃料の設工認申請等の許認可に資することを目的とする。移行炉心(32$$sim$$35サイクル)について、全サイクルまたは一部のサイクルについて炉心特性を計算した。主な結果は、次のとおりである。(1) 過剰反応度は35サイクルで最大となり、5.4%$$Delta$$k/kk'と評価された。この値は5.5%$$Delta$$k/kk'以下の核的制限値を満足する。(2) 最大線出力は、355W/cm、燃料最高温度は、2,298$$^{circ}$$C及び被覆管最高温度は、647$$^{circ}$$Cで熱的制限値の燃料最高温度2,500$$^{circ}$$C以下及び被覆管最高温度650$$^{circ}$$C以下を満足する。(3) ワンロッドスタック時の制御価値は、32サイクルで74%$$Delta$$k/kk'、35サイクルで7.3%$$Delta$$k/kk'であった。100$$^{circ}$$Cの体系で臨界未満に維持できる。(4) 32および35サイクルの反応度係数は、MK-II炉心およびMK-III炉心と同程度であった。

報告書

「常陽」におけるSASS炉内試験のための予備計算

長田 博夫*; 池田 一三*; 河北 孝司*

PNC TJ9678 96-004, 46 Pages, 1995/09

PNC-TJ9678-96-004.pdf:1.04MB

本計算は,高速実験炉「常陽」のMK-III炉心で計画している自己作動型停止機構(以下,SASSという)の炉内試験のための許認可申請に資するため,SASS挿入による投入反応曲線を求めるものである。主な内容は,次のとおりである。(1)SASS挿入による投入反応度曲線の作成SASSの模擬試験体を炉心中心に配置し,2次元RZ直接輸送計算により挿入反応度を求めた。模擬試験体の反応度価値は炉心中央で負,炉心と反射体の境界付近で正であることが確認された。(2)装荷位置によるSASS反応度価値の補正係数の計算SASSの模擬試験体は炉心3列に装荷される計画であることから,SASS反応度価値の補正係数を2次元RZ輸送コード(TWOTRAN-II)および摂動コード(SN-PERT)で計算した。今回のSASSの構造では,全引抜から落下により約3$$phi$$(ノミナル)の反応度が挿入されることがわかった。

報告書

原子炉まわり中性子ストリ-ミング効果予備検討

日比 宏基*; 鈴置 善郎*; 長田 博夫*

PNC TJ2678 95-007, 134 Pages, 1995/03

PNC-TJ2678-95-007.pdf:4.2MB

もんじゅ性能試験で実施される「原子炉まわりしゃへい評価」では、原子炉容器内及び原子炉容器室内などで中性子測定を行い、しゃへい設計の基礎データを取得する計画である。この試験解析には、しゃへい設計時に同じく、基本的には2次元中性子輸送計算手法を適用して実施されることとなる。しかしながら、原子炉容器室そのものが六角形であること、あるいは原子炉容器室しゃへい床には種々の貫通部や切り欠き部があり3次元的に非常に複雑な形状をしているため、このような複雑形状を2次元RZ体系でモデル化すると計算誤差が大きくなる可能性がある。したがって、試験解析には3次元的な形状を模擬した計算方法を適用し、中性子ストリーミング効果を適切に評価する必要がある。また、本しゃへい評価では、原子炉容器内の炉内NIS案内管内で中性子測定を行うため、試験解析として案内管内の中性子ストリーミング効果を評価する必要がある。そこで本研究では、原子炉まわり中性子ストリーミング効果予備検討として、原子炉容器内のしゃへい床の基本的な体系に対して3次元モンテカルロ法を適用したしゃへい床まわりの中性子ストリーミング解析を行うとともに、原子炉容器内の炉内NIS案内管を含む体系での中性子ストリーミング効果を含めた案内管効果を評価した。その結果、3次元モンテカルロ法の適用により原子炉容器室内の詳細な中性子束分布を求められる見通しを得るとともに炉内NIS案内管中のしゃへい測定値をファクタ0.3$$sim$$0.5程度で再現できた。今回の知見を基に今後、原子炉容器室内のしゃへい測定解析に本格的に3次元モンテカルロ法を適用し、また、炉内NIS案内管中の他の測定の解析を行うことは有益である。

口頭

堆積岩の間隙構造の定量化に関する検討

多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 齋藤 亮*; 長田 昌彦*; 前川 恵輔

no journal, , 

放射性廃棄物の処分場等の地下施設を地下に建設する際、特に堆積岩では坑道内の換気等に伴う坑道近傍の岩盤特性の変化が処分場の長期の性能に影響することが考えられる。そこで、坑道近傍の岩盤への乾燥の影響に関する調査評価手法の開発を目的として、岩盤の乾燥に伴う変形挙動のメカニズムの解明とそのモデル化を検討している。本論ではその一環として堆積岩の間隙構造の把握とその定量化手法について検討した。堆積岩試料による室内試験(土粒子密度試験,水銀圧入試験,弾性波速度測定,透気試験)の結果、透気係数と弾性波速度は堆積面に平行な方向で高く堆積面に直交する方向で低くなる異方性構造を有することを把握した。また、コアの半径方向のP波速度測定の結果から速度構造テンソルを利用する方法により間隙構造を定量化できる可能性を示した。

口頭

堆積岩の乾燥に伴う変形挙動に関する検討,1; 堆積岩の力学的異方性と弾性波速度との関係に関する検討

多田 浩幸*; 齋藤 亮*; 熊坂 博夫*; 長田 昌彦*; 竹村 貴人*; 前川 恵輔

no journal, , 

地下施設における堆積岩の乾燥に伴う変形挙動のメカニズムの解明とそのモデル化の検討の一環として、堆積岩の構造的な異方性が及ぼす乾燥に伴う岩石への影響を調べるために、田下凝灰岩を用いて行った一軸圧縮試験と弾性波速度測定の結果を報告する。

口頭

堆積岩の乾燥に伴う変形挙動に関する検討,2; 堆積岩の異方性を考慮した応力-ひずみ関係に関する検討

多田 浩幸*; 齋藤 亮*; 熊坂 博夫*; 長田 昌彦*; 竹村 貴人*; 前川 恵輔

no journal, , 

地層処分等の地下施設における堆積岩の乾燥に伴う変形挙動のメカニズムとそのモデル化について検討している。田下凝灰岩の弾性波速度測定と一軸圧縮試験の結果を用いて、堆積岩の応力-ひずみ関係式について検討を行った。

口頭

堆積岩の乾燥に伴う変形挙動に関する検討,3; 堆積岩の間隙構造と乾燥変形挙動との関係に関する検討

前川 恵輔; 多田 浩幸*; 齋藤 亮*; 熊坂 博夫*; 長田 昌彦*; 竹村 貴人*

no journal, , 

地層処分等の地下施設における堆積岩の乾燥に伴う変形挙動のメカニズムとそのモデル化について検討している。入手が容易な田下凝灰岩の弾性波速度測定と乾燥変形実験を行い、堆積岩の間隙構造と乾燥変形挙動との関係について検討を行った。

18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1