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石見 明洋; 勝山 幸三; 中村 博文; 浅賀 健男; 古屋 廣高
Nuclear Technology, 189(3), p.312 - 317, 2015/03
被引用回数：4 パーセンタイル：33.25(Nuclear Science & Technology)高解像度X線CT技術を開発し、照射済燃料集合体の高解像度CT画像を取得することが可能になった。さらに、CT値と密度の関係式を用いることで得られたCT画像によりMOX燃料ペレット中の径方向の密度分布を評価し、破壊試験により得られた組織観察結果と比較を行った。その結果、X線CTによって得られた径方向相対密度分布は、破壊試験にて観察された組織変化とよく一致していた。
4号機使用済燃料プールの水環境履歴に関する調査井上 賢紀; 浅賀 健男
JAEA-Review 2014-020, 46 Pages, 2014/06
JAEA-Review-2014-020.pdf:5.81MB
福島第一原子力発電所廃止措置における直近の最重要課題の一つに、14号機の使用済燃料プール保管燃料集合体の共用プールへの移送がある。使用済燃料プールは事故によって冷却機能と補給水機能を失い、応急処置的に注入された淡水や海水、水素爆発によって混入した瓦礫等により、保管燃料集合体は熱的にも化学的にも厳しい水環境に曝された。そこで、保管燃料集合体の共用プール移送後における長期健全性評価に必要な腐食試験計画検討に資するため、14号機の使用済燃料プールにおける事故事象の時系列を水環境に着目して調査した。
真田 祐幸; 佐藤 稔紀; 丹野 剛男*; 引間 亮一*; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 石井 卓*; 櫻井 英行*
JAEA-Research 2014-006, 124 Pages, 2014/06
JAEA-Research-2014-006.pdf:11.26MB
日本原子力研究開発機構では、結晶質岩を対象とした深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備と、深地層における工学技術の基盤の整備を目標として、岐阜県瑞浪市において超深地層研究所計画を進めている。超深地層研究所計画における岩盤力学分野では、地上からの調査段階において、研究坑道の掘削に伴い周辺岩盤中に生じる掘削影響の評価方法の構築を課題の一つとして設定している。本報告では、深度500mまでの立坑および水平坑道の研究坑道の壁面観察や力学試験データ等を使用してクラックテンソルの算定を行った。そして、深度500mにおけるクラックテンソルを用いて、換気立坑の深度500mおよび深度500m予備ステージの2次元掘削解析を行った。また、第1段階の調査(MIZ-1号孔)結果に基づいて算出した深度500mのクラックテンソルの検証を本報で算定したクラックテンソルを基に行った。さらに、換気立坑の深度170から500mおよび深度500m予備ステージを対象に、基準領域および観察領域を設定し、クラックテンソルの相対誤差を算出するとともに、観察領域の大きさに伴う相対誤差の変動の様子を調べた。
真田 祐幸; 引間 亮一; 丹野 剛男; 佐藤 稔紀; 郷家 光男*; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*
Proceedings of ITA-AITES World Tunnel Congress 2013 (WTC 2013)/39th General Assembly, p.855 - 860, 2013/05
本報では、瑞浪超深地層研究所の研究坑道掘削時の変形挙動予測及び第1段階の解析結果の検証のために等価連続体解析の一種であるクラックテンソル(岩盤中の割れ目の密度,大きさ,方向などの幾何学特性を表現するテンソル)理論を用いたモデル化方法や解析結果について記した。対象深度のクラックテンソルの推定のために、各深度のボーリングデータ及び壁面観察による割れ目の統計量の関係性から、各深度のクラックテンソルのトレース(割れ目の密度とトレース長から算出される岩盤の剛性に対応するパラメータ)の比率やテンソルの変換マトリクスを求めた。推定の結果、第1段階でモデル化した解析結果と比較して、岩盤のヤング率の低減と支保工の応力の増加が認められた。研究坑道掘削時の調査により、地表からの調査で捉えることが難しかった高角度割れ目の情報を追加したことによりモデルが改善された。今後、瑞浪超深地層研究所の研究坑道を利用した研究段階においてモデル化及び解析結果の検証を実施する。
丹野 剛男; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 引間 亮一; 熊坂 博夫*; 多田 浩幸*
第13回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.109 - 113, 2013/01
割れ目を多く含む岩盤の場合、変形特性は、岩盤中に内在する割れ目の幾何学的な分布特性に大きく影響を受ける。岩盤中の割れ目の幾何学的な分布特性を把握する場合、それが調査位置や調査領域のスケールで変化するため、これに基づいて設定される岩盤の物性も調査位置や領域のスケールにより変動する。そこで、本研究では、岩盤中の割れ目の幾何学的な分布を定量的に表現できるクラックテンソルに着目し、研究坑道において基準区間と観測区間長を変化させ、基準区間に対する観測区間長ごとのクラックテンソルの相対誤差(RE)の変動の様子を調べた。さらに、REの変動の様子からREV(Representative Elementary Volume: 代表要素体積,不連続性岩盤を等価な連続体に置換して、変形解析・評価することが可能な体積の意味)の基礎的検討を試みた。その結果REの収束は換気立坑よりも深度300m研究アクセス坑道のほうが速いことがわかった。
石見 明洋; 勝山 幸三; 前田 宏治; 永峯 剛; 浅賀 健男; 古屋 廣高
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(12), p.1144 - 1155, 2012/12
被引用回数：8 パーセンタイル：52.49(Nuclear Science & Technology)照射された燃料ペレット内の状態を把握するため、原子力機構で開発してきたX線CT技術の改良を行った。本技術の改良では、高感度Si半導体検出器の導入、コリメータスリットの微細化及びX線線源形状の最適化を行った。また、画像解析コードについても中心空孔解析手法の改良や密度識別手法を新たに導入した。本改良によって、照射済燃料集合体等の高解像度X線CT画像を取得することに成功した。また、中心空孔の解析精度が向上し、燃料ペレット内の密度識別についても可能になった。
丹野 剛男; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 引間 亮一; 松井 裕哉; 多田 浩幸*; 郷家 光男*; 熊坂 博夫*; 石井 卓*
JAEA-Research 2012-002, 86 Pages, 2012/03
JAEA-Research-2012-002.pdf:8.48MB
日本原子力研究開発機構では、超深地層研究所計画(以下、MIU計画)の岩盤力学研究の一環として、結晶質岩を対象とし、坑道の掘削に伴って周辺岩盤中に生じる掘削影響の評価を地上からの調査段階で実施する方法の構築を課題の一つとして設定している。この課題を達成するために、岐阜県瑞浪市の瑞浪超深地層研究所において、割れ目の力学特性やその幾何学的分布が岩盤の変形に支配的な影響を及ぼす結晶質岩について、クラックテンソルモデル(等価連続体モデルの一つ)による研究を進めている。あわせて、クラックテンソルによる相対誤差に基づいたREV(Representative Elementary Volume: 代表要素体積,寸法効果を定量的に表現する指標であり、不連続体を等価な連続体とみなして解析・解釈する際の最小体積の意味)の検討を実施し、第3段階における試験計画の策定や、モデル化の際の要素の大きさの設定にREVの検討結果を適用することを試みている。2010年度は、クラックテンソルモデルに基づき、REVの検討を実施した。また、クラックテンソルのトレースと電中研式岩盤等級との関係を調査し、設計時に設定した岩盤等級に基づく物性分布評価の妥当性を検討した。
逢坂 正彦; 堂野前 貴子; 市川 正一; 佐々木 新治; 石見 明洋; 井上 利彦; 関尾 佳弘; 三輪 周平; 大西 貴士; 浅賀 健男; et al.
Proceedings of 1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC), 2 Pages, 2012/03
原子力機構大洗ホットラボにおける原子力人材育成のためのサポート制度(FEETS)について紹介する。施設の特徴の整理及びユーザーニーズの調査結果に基づいて制度を構築した。FEETSによりサポートされた種々の人材育成プログラムについて紹介する。
丹野 剛男; 佐藤 稔紀; 松井 裕哉; 真田 祐幸; 熊坂 博夫*; 多田 浩幸*
第41回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.185 - 190, 2012/01
日本原子力研究開発機構では地層処分技術に関する研究の一環として、超深地層研究所計画を進めている。超深地層研究所計画における岩盤力学分野では、研究坑道の掘削に伴い周辺岩盤に生じる掘削影響の評価方法の構築を課題の一つとして設定して調査研究を行っている。その中で本報では、瑞浪超深地層研究所において研究坑道を利用し、等価連続体モデル化手法の一つであるクラックテンソルによるモデル化領域設定のための検討結果を報告する。クラックテンソルの算出では、坑道壁面などの曲面状の壁面に現れる割れ目のトレース長の算出が必要であり、本研究では、その算出方法を新たに提案した。また、算出されたクラックテンソルについて、岩盤等級との関係を検討した。
井上 利彦; 山県 一郎; 浅賀 健男
日本原子力学会誌ATOMO
, 53(9), p.638 - 642, 2011/09
高速実験炉「常陽」等において高速炉炉心用材料として使用している改良SUS316鋼について、高速炉特有の使用環境と求められる諸特性とともに改良SUS316鋼の開発の経緯と現状などを紹介する。高速炉炉心材料には、炉心の高出力密度及びFPガスによる内圧に耐えられる高温強度特性,照射損傷による耐スエリング性,冷却材ナトリウム及びFCCIによる耐食性などがおもに求められる。改良SUS316鋼の開発では、高温強度特性と耐スエリング性の改善に重点を置き、冷間加工度及び微量添加元素などが改善に与える影響についてスクリーニング試験を行った。微量添加元素などの最適化によって、高温強度特性と耐スエリング性の改善が両立可能であることを実証するとともに、照射環境下での影響やFCCI等に対する耐食性を評価した。また、改良SUS316鋼は、「常陽」において約44,000本の使用実績を有するとともに、約2.1
10
n/m
までの照射実績を有しており、良好な高温強度と耐スエリング性を実証し、炉心材料としての健全性を示している。
勝山 幸三; 石見 明洋; 永峯 剛; 浅賀 健男
検査技術, 16(2), p.12 - 18, 2011/02
原子炉で使用した燃料集合体内部の健全性確認を非破壊で行える高エネルギーX線CT検査装置の高解像度化に成功した。これまで、燃焼により変化した燃料ペレットの状況の観察には破壊試験が必要であったが、本装置によって燃料集合体形状のまま短時間で観察することが可能となった。本装置は、原子炉燃料のみならず詳細な内部観察が必要とされる高密度・厚物の構造物の非破壊検査への適用も期待される。
田中 康介; 川又 一夫; 吉持 宏; 相沢 静男; 小野瀬 庄二; 新見 素二; 浅賀 健男
Proceedings of 1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011), p.71 - 76, 2011/02
原子力機構大洗研究開発センターでは、約40年間にわたり照射後試験を実施してきている。本報告では、JMTRホットラボとAGFの機能,アクティビティについて述べる。また、JMTRの再起動に関連したJMTRホットラボとAGFの新たなアクティビティについても紹介する。
松井 裕哉; 丹野 剛男; 平野 享*; 郷家 光男*; 熊坂 博夫*; 多田 浩幸*; 石井 卓*
JAEA-Research 2010-043, 87 Pages, 2010/12
JAEA-Research-2010-043.pdf:3.99MB
予察的解析の妥当性評価を目的として、壁面観察結果に基づきクラックテンソルを算定し、地中変位計測と比較して、その妥当性を評価し、立坑内から実施したパイロットボーリング調査や地表からの調査段階で設定したクラックテンソルの比較を行った。(1)2004年度の予察的解析で設定されたクラックテンソルを用いた換気立坑の深度350mの変形解析値は地中変位計測値よりも小さい値を示した。一方、壁面観察結果から設定されたクラックテンソルを用いた換気立坑の深度350mの変形解析の結果、計算された最大値は計測値に近い値を示した。(2)これは、2004年度の評価で十分考慮できていない非常に連続性の高いNE系の割れ目の情報が新たに考慮されたためである。換気立坑より掘削したパイロットボーリング調査結果に基づきクラックテンソルを求めて両者と比較した結果、パイロットボーリング調査で把握された割れ目の方向分布は壁面観察の方向分布と近いこと、求められたクラックテンソルは両者の中間に位置することがわかった。(3)パイロットボーリングデータにおける深度350mと深度500m間の割れ目の統計量の関係より深度500mにおけるクラックテンソルを推定した。推定されたクラックテンソルを用いて深度500mにおける換気立坑と水平展開坑道の変形解析を行った結果、2004年度の結果よりも岩盤のヤング率は低減し、支保工に作用する応力は増加した。
勝山 幸三; 石見 明洋; 永峯 剛; 浅賀 健男
Proceedings of 47th Annual Meeting of the Working Group "Hot Laboratories and Remote Handling" (HOTLAB 2010) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/09
高速炉で照射した燃料集合体の内部構造物の検査などを目的としてX線CT検査技術を照射済燃料集合体の非破壊試験に適用し、新しい照射後試験技術として確立した。本技術では、照射済燃料集合体からの
線放出の影響を低減するため、高出力高エネルギーX線発生源を採用するとともに、X線発生源が短いパルス状のX線を発生できることに着目し、それと同期したX線検出システムを採用することにより、世界で初めて照射済燃料集合体のCT画像を取得した。本研究では、さらにこの検出器系の高度化等を実施し、X線CT検査技術の高解像度化を図り、燃料ペレットの組織変化などの内部観察に成功した。本報告では、高解像度X線CT検査技術の確立と得られた照射済燃料集合体の高解像度X線CT画像について報告する。
勝山 幸三; 石見 明洋; 前田 宏治; 永峯 剛; 浅賀 健男
Journal of Nuclear Materials, 401(1-3), p.86 - 90, 2010/06
被引用回数：4 パーセンタイル：30.63(Materials Science, Multidisciplinary)高速実験炉「常陽」で照射した燃料ピンのパンクチャ試験を実施し、燃料ペレットから放出されたヘリウム量を測定した。その結果、燃焼度に比例してヘリウム放出量が増加することを確認するとともに、製造時の
Amの含有量も影響していることを確認した。
田中 健哉; 石井 徹哉; 吉持 宏; 浅賀 健男
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2045 - 2050, 2009/09
高濃度Am含有MOX燃料をベースとするMAリサイクルのシステム評価の一部として、MAリサイクルに伴う高レベル廃棄物発生量の低減に基づき、処理・処分に対する経済的な効果を評価した。また、このMAリサイクルシステムの中核技術となる燃料製造プロセスの成立性評価のため、転造造粒及び押出し造粒の比較検討を行い、両者の高濃度Am燃料製造への適用可能性を示した。さらに、Amを高濃度含有することによる熱伝道度等の物性劣化を補償するためのUメタル粒子及びMo粉末の添加酸化物燃料評価としてUO
を用いた先行焼結試験を行い、製造条件を把握するとともに、熱伝導度測定を行い、添加剤添加による熱伝導度の改善効果を確認した。
石井 徹哉; 根本 潤一*; 浅賀 健男; 佐藤 正知*; Mayorshin, A.*; Shishalov, O.*; Kryukov, F.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 45(4), p.263 - 273, 2008/04
被引用回数：2 パーセンタイル：16.99(Nuclear Science & Technology)高速炉用MOXバイパック燃料の照射挙動解析コードを開発するため、炉外試験等で得られた知見をもとにバイパック燃料用挙動評価モデル群を構築し、それらをペレット型燃料用挙動解析コードCEDARに導入し、CEDAR-VIPAC版を整備した。このCEDAR-VIPAC版の解析機能を検証するためにロシアで照射されたMOXバイパック燃料の照射挙動解析を実施した結果、モデル化が適切に行えていることを確認できた。
勝山 幸三; 永峯 剛; 中村 保雄; 浅賀 健男; 古屋 廣高
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.620 - 621, 2007/11
高速炉で照射した燃料集合体の横断面CT画像を合成することにより、三次元画像を取得することに成功した。この技術を利用することにより燃料集合体内の変形状況等が容易に把握できるようになった。また、取得した三次元画像から軸方向の中心空孔の形成状況を連続的に観察することが可能となった。
勝山 幸三; 永峯 剛; 中村 保雄; 松元 愼一郎; 浅賀 健男; 古屋 廣高
Transactions of the American Nuclear Society, 94(1), p.771 - 772, 2006/06
高速実験炉「常陽」で照射した炉心燃料集合体のX線コンピュータトモグラフィ試験(以下CT試験)を実施し、得られたCT断面像から燃料集合体内の燃料ピンの配置状況を定量化した。その結果、これまで確認できなかった軸方向における燃料ピンの変位挙動を非破壊試験にて把握することが可能となるとともに、「常陽」炉心燃料集合体における最外周燃料ピンのラッパ管側への変位挙動を定量的に明らかにした。
小西 哲之*; 木村 晃彦*; 秋場 真人; 中村 博雄; 長坂 琢也*; 室賀 健夫*; 長谷川 晃*; 松井 秀樹*
日本原子力学会誌, 46(5), p.311 - 322, 2004/05
国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合中性子照射による材料特性や材料寿命の実証のための核融合炉模擬の高エネルギー中性子照射施設であり、国際エネルギー機関(IEA)のもとで、日本,欧州,米国,ロシアの国際協力により進められている。このIFMIF計画は、平成12年から平成14年に渡り、IFMIFの実現に必要な要素技術の開発のため、加速器・ターゲット・テストセル・設計統合に関する要素技術確証フェーズ活動(IFMIF/KEP活動)を実施した。国内では、大学と原研の密接な連携協力によりIFMIF/KEP活動を実施した。加速器では、ECRイオン源の4週間連続運転、ターゲットでは、14m/sまでのLi流動、テストセルでは、均一な試験片温度制御等、IFMIFの実現に必要で、重要な要素技術はほぼ確証された。今後は、これらの要素技術を基礎とした長時間安定運転に必要な各系の工学実証と建設に必要な工学設計が必要である。
