岩石の強度回復特性・一般化応力緩和挙動に関する研究,5

真田 昌慶; 岸 裕和*; 杉田 裕; 林 克彦*; 武部 篤治*; 大久保 誠介*

JAEA-Research 2012-025, 130 Pages, 2012/09

JAEA-Research-2012-025.pdf:4.12MB

本研究では、「強度回復試験」,「一般化応力緩和試験」,「引張強度試験」を、稚内層珪質泥岩を用いて実施した。その結果、強度回復を表す構成方程式で適切な定数の値を用いることにより、押し込み試験での軸応力の変化を表現できることを示した。一般化応力緩和挙動については気乾状態と湿潤状態で試験を行った。粘弾性的な挙動は、気乾状態よりも湿潤状態の方が、また、一般化応力緩和試験を開始するまでの載荷速度が大きいほど顕著であることがわかった。さらに引張特性については圧裂引張試験と一軸引張試験を実施した。圧裂引張強度については層理面に対する載荷方向の影響が大きいことがわかった。

岩石の強度回復特性・一般化応力緩和挙動に関する研究,4

真田 昌慶; 林 克彦*; 岸 裕和; 武部 篤治*; 大久保 誠介*

JAEA-Research 2011-028, 102 Pages, 2011/11

JAEA-Research-2011-028.pdf:3.08MB

本研究では、「強度回復試験」,「一般化応力緩和試験」,「引張強度試験」を、稚内層硬質頁岩を用いて実施した。その結果、いったん破壊した岩石が、条件が整いさえすれば強度,透水係数ともに回復することがわかった。この結果は、長期間に渡る密閉性,隔離性,安定性,信頼性の確保が極めて重要な岩盤内空洞の安定性評価にとって重要といえる。一般化応力緩和挙動については試験片を水没させた状態で試験を行った。水中で試験を行うことにより、試験片ごとのばらつきの少ない試験結果が得られた。また、一般化応力緩和を開始するまでの載荷過程における歪速度によって、一般化応力緩和試験の結果が異なることを確認した。さらに引張特性については圧裂引張試験と一軸引張試験を水中で行ったところ、気乾状態と比較して、強度が低下し試験片ごとのばらつきの少ない試験結果が得られた。これらの結果は、今後の構成方程式や予測モデルの改良に役立つと言える。

高レベル放射性廃棄物処分施設における坑道支保工に用いるセメント系材料の低減化技術に関する研究(共同研究)

林 克彦; 野口 聡; 岸 裕和; 小林 保之*; 中間 茂雄; 藤田 朝雄; 内藤 守正; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 郷家 光男*; et al.

JAEA-Research 2010-057, 101 Pages, 2011/03

JAEA-Research-2010-057.pdf:7.47MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分施設において支保工やグラウトに用いられるセメント系材料は、地下水に溶出し高アルカリ環境を生じさせる。このような高アルカリ環境は、緩衝材や埋め戻し材に使用されるベントナイトや周辺岩盤に変質を生じさせ、処分システムの長期的な性能の確保に不確実性を増大させる結果になることが懸念されている。本研究は、セメント系材料の高アルカリ影響に対するセメント量の低減化の観点から、処分システムの長期的な性能に配慮した材料を主体とする支保構造の技術的成立性について、原子力機構及び清水建設の双方が所有する知見を最大限に活用し、検討・評価するものである。それに基づき、将来の高レベル放射性廃棄物処分施設への適用に向けた実現可能性について課題を取りまとめた。

地層処分施設における多連設坑道の設計手法に関する検討,3

林 克彦; 岸 裕和; 小林 保之*; 武部 篤治*; 藤山 哲雄*; 平本 正行*; 水谷 和彦*; 森田 篤*

JAEA-Research 2009-056, 86 Pages, 2010/02

JAEA-Research-2009-056.pdf:9.96MB

地層処分施設における多連設坑道設計の詳細化・実用化を図ることを目的として、数値解析に用いる構成則の影響に関する解析的検討、及び3次元モデルによる応力解放率に関する解析的検討を実施した。これらの解析的検討を通じて、多連設坑道の詳細設計時には、対象岩盤がひずみ軟化挙動を示すかどうかを確認し、解析に用いる構成則を適切に選定することが重要であること、及び2次元解析時において、坑道ごとに異なる応力解放率を設定する必要はなく、すべての坑道に対して同値の応力解放率を設定してよいことの2点を結論付けた。

幌延深地層研究計画における第2段階の調査研究計画; H20-21

岩月 輝希; 佐藤 治夫; 棚井 憲治; 稲垣 学; 澤田 淳; 新沼 寛明; 石井 英一; 前川 恵輔; 戸村 豪治; 真田 祐幸; et al.

JAEA-Research 2009-002, 156 Pages, 2009/05

JAEA-Research-2009-002.pdf:12.86MB

「高レベル放射性廃棄物の地層処分基盤研究開発に関する全体計画」及び研究技術開発の現状に基づいて既往の研究計画を更新し、幌延深地層研究計画第2段階における平成2021年度の具体的な研究計画を作成した。計画検討にあたっては、施設建設工程などの制約条件を踏まえたうえで、深地層の科学的研究,地層処分研究開発にかかわる研究技術開発(地質環境特性調査評価技術,地下施設建設に伴う地質環境変化の調査評価技術,深地層における工学技術,地層処分に必要な工学技術,安全評価技術など)の今後の実施計画として、ボーリング調査計画やモニタリング計画,工学試験などの計画検討を行ったうえで、各課題の現中期計画終了時の達成目標を明確化した。

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2008.06.047

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

Safety design of radiation shielding for JT-60SA

助川 篤彦; 櫻井 真治; 正木 圭; 木津 要; 土屋 勝彦; 芝間 祐介; 林 孝夫; 玉井 広史; 松川 誠

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2799 - 2804, 2007/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2007.06.021

JT-60超伝導化改修装置(JT-60SA)の放射線遮へいに関する安全設計について報告する。JT-60SAでは、現在のJT-60Uプラズマに対して年間中性子発生量が約130倍に増加するため、真空容器とクライオスタットで放射線遮へいを行い、JT-60敷地境界での線量限度未満とすることを設計方針として、それぞれ遮へい厚の設計検討を行った。放射線遮へい評価には、ANSIN, DOT3.5を用いた。また、超伝導コイルの安定運転のためには、コイル部での核発熱量を評価することが重要である。真空容器をステンレス厚24mmの2重壁とし、その2重壁内に140mm厚のボロン水を充填する構造として遮へい計算を行った結果、クライオスタットまでの十分な遮へい性能を確保するとともに、TFコイルの核発熱量は、設計目標値である0.3mW/cc未満となることを明らかにした。

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

https://doi.org/10.1088/0029-5515/46/3/S05

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high- plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

https://doi.org/10.1088/0029-5515/45/12/023

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

Development of electrochemical hydrogen pump under vacuum condition for a compact tritium gas cycling system

加藤 岑生; 伊藤 剛士*; 須貝 宏行; 河村 繕範; 林 巧; 西 正孝; 棚瀬 正和; 松崎 禎市郎*; 石田 勝彦*; 永嶺 謙忠*

Fusion Science and Technology, 41(3), p.859 - 862, 2002/05

原研では核融合研究の推進のために、小型トリチウムリサイクルシステムの開発を進めている。従来、原研が開発し、55.5TBq(1500Ci)の純粋なトリチウムガスを濃縮してきたガスクロマトシステムでは、分離後のキャリヤーガス中のトリチウムをモレキュラーシーブスカラムに捕集し、次いでキャリヤーガスの流れを切り替え、循環させてウランゲッターに捕集している。本システムでは、分離後のキャリヤーガス中のトリチウムのみをプロトン導電体により透過させ、直接ウランゲターに捕集するなどの改良を行い、自動化することを考えている。各種の実験で使用したトリチウム混合ガスから実験現場でトリチウムを回収し、再利用できれば、核融合研究をより効率的に進めることができる。また、小型トリチウムリサイクルシステムは、英国のRIKEN-RAKLミュオン触媒核融合研究を進めるでも非常に有用である。