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岩森 暁如*; 小北 康弘; 島田 耕史; 立石 良*; 高木 秀雄*; 太田 亨*; Cho, T.*; 工藤 俊祐*; 野尻 慶介*; 重光 泰宗*; et al.
Engineering Geology, 344, p.107821_1 - 107821_20, 2025/01
被引用回数：1 パーセンタイル：36.99(Engineering, Geological)断層岩の物理的・化学的特徴を明らかにすることは、断層の活動史や変形機構を理解するだけではなく、原子力発電所、放射性廃棄物処分場、石油備蓄基地などの重要施設の立地条件の評価の観点からも重要である。本論では、若狭湾周辺に分布する活断層である白木丹生断層(花崗岩)、敦賀断層(花崗岩と緑色岩の地質境界)、山田断層(アダメロ岩)の断層岩と、それぞれの母岩(堅岩)に化学的風化指標(W値)を適用し、X線コンピューター断層撮影から得られる岩石密度と相関する値(CT値)と変質強度(AI値)との関係に基づいて、脆性断層岩の最新活動領域の物理化学的特徴について検討した。その結果、断層岩のW値は50
60パーセント程度までは主として熱水変質の影響、60パーセント超では主として風化の影響に伴うNa
OとCaOの変動を反映し、花崗岩では斜長石と方解石、緑色岩では単斜輝石と角閃石、アダメロ岩では斜長石が減少するとW値が増加することがわかった。一方、断層岩のCT値は、最新活動領域に対応する断層ガウジで最も低く、最低密度領域として認定された。また、今回対象とした活断層の最新活動領域では、新鮮な斜長石のフラグメントが挟在されることが共通の特徴として認められた。脆性断層岩へのW値の適用は、断層岩における熱水変質および風化に伴う鉱物の変動傾向の把握を可能とするとともに、CT値と組み合わせることにより断層岩の物理的・化学的特徴を踏まえた最新活動領域の認定精度の向上に有効である。
杉山 博一*; 延藤 遵*; 福岡 奈緒美; 新貝 文昭; 島田 俊介*; 小山 忠雄*; 木嶋 正*; 寺島 麗*
土木学会平成22年度全国大会第65回年次学術講演会講演概要集(DVD-ROM), p.87 - 88, 2010/09
高レベル放射性廃棄物等の地層処分では、処分施設の長期性能に及ぼす影響や許容湧水量の観点を考慮してグラウト材料の適用性の研究を行ってきた。その中でも微小な亀裂を対象として、浸透性や耐久性に優れる溶液型グラウト材料に着目し、これまで基礎的な物性試験を行ってきた。本報では、溶液型グラウト材料の長期耐久性に着目した試験結果を報告した。長期耐久性にかかわるゲルからのシリカ溶脱量は、周囲の地下水との接触条件(地下水流量,地下水のシリカ濃度,亀裂内でのゲルと地下水の接触面積など)が大きく影響することが示した。ただし、長期耐久性を定量的に評価するためには、今後周囲の地下水との接触条件を適切に評価する必要があることが課題としてあげられた。
坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.
Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05
日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。
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
被引用回数：17 パーセンタイル：71.03(Nuclear Science & Technology)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。
嶋田 道也; Campbell, D. J.*; Mukhovatov, V.*; 藤原 正巳*; Kirneva, N.*; Lackner, K.*; 永見 正幸; Pustovitov, V. D.*; Uckan, N.*; Wesley, J.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S1 - S17, 2007/06
被引用回数：803 パーセンタイル：99.92(Physics, Fluids & Plasmas)「ITER物理基盤の進歩」は、1999年に出版された「ITER物理基盤」の改訂版である。「ITER物理基盤」には、燃焼プラズマ性能を予測するための方法論や物理R&Dを通じて国際協力のもとで進められた、トカマクプラズマについての実験,モデリング及び理論研究の成果がまとめられている。また、1998年の設計のITERの予測結果も記述され、さらに残された重要な研究課題も指摘されている。これらの研究課題は、国際トカマク物理活動(ITPA)を通じて国際協力で引き続き検討が進められた。当初のITPAの参加国はEU,日本,ロシア、そして米国である。ITPAによって進められた研究の成果によって性能予測及び制御に関する新しい方法論が得られ、それらの方法論を新しく設計されたITERに適用した。新しいITERは改訂された技術的目標のもとで再設計されているが、核融合エネルギーの科学技術的成立性の統合的実証を行う、という目的は満足する。
嶋田 道也; Campbell, D.*; Stambaugh, R.*; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 朝倉 伸幸; Costley, A. E.*; Donn
, A. J. H.*; Doyle, E. J.*; Federici, G.*; et al.
Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
この論文では、物理基盤の最近の進展によって、ITERの性能予測がどのように影響されるかを要約する。これまで懸案であった課題についての進展、及びハイブリッド及び定常運転シナリオが新たに開発されたことによってITERの目標達成はより確実となった。安全係数が4付近において電流分布を調整することにより、標準のHモードよりも閉じ込めを改善し、壁無し条件でのベータ限界にまでベータを上昇させることが可能であることが実験で明らかになった。この結果をITERに適用すると、12MA程度の低いプラズマ電流で、ELMが小さく、Qが10以上で1000秒以上の長パルス運転が可能である。電流減衰時間及びハロー電流に関する指針を実験データベースから導出してディスラプションの解析を行った。保守的な仮定を用いても真空容器内機器の電磁力は設計目標を下回り、ITERの設計がディスラプションに伴う力に対して十分な耐性を持つことを明らかにした。
朝倉 伸幸; 加藤 隆子*; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; 東島 智; 飯尾 俊二*; 小関 隆久; 小野 靖*; 河野 康則; 中島 徳嘉*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 79(11), p.1194 - 1196, 2003/11
ITPA(国際トカマク物理活動)会合が、ロシアのヨッフェ研究所・科学教育センター(サンクトペテルブルク)で開催された。今回は、「スクレイプ・オフ層及びダイバータの物理」,「MHD, ディスラプション及び制御」,「高エネルギー粒子,加熱及び定常運転」,「計測」の各トピカル物理グループの会合、及び制御に関する合同会合が行われた。日本,欧州,ロシア,アメリカ合衆国,ITER国際チーム、及び中国(オブザーバとして初参加)から多くの参加者を得て活発な議論が行われた。本報告では、各グループ会合、及び制御に関する合同会合での議論の概要を示す。
鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09
被引用回数：36 パーセンタイル：48.48(Nuclear Science & Technology)JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。
細金 延幸; 朝倉 伸幸; 杉江 達夫; 芳野 隆治; 福田 武司; 草間 義紀; 飛田 健次; 井手 俊介; 嶋田 道也; 仙石 盛夫; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 75(2), p.156 - 161, 1999/02
平成10年9月から10月にかけて開催された7件のITER物理R&D専門家会議の主な内容を取りまとめた会議報告である。
Cの耐放射線性エラストマー材料の研究開発菊間 博之*; 竹内 夕桐子*; 中村 俊介*; 杉本 雅樹; 長澤 尚胤; 島田 明彦; 箱田 照幸; 田口 光正
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故以降、シビアアクシデント対策として格納容器の破損防止対策が強化され、トップフランジのシール材であるエラストマーについて高温高放射線量下でも使用可能な材料が求められている。そこで、耐熱性・耐放射線性を有するエラストマーの開発指針を得ることを最終目的に、300Cの温度条件下で放射線を照射できる照射システムの開発を行うとともに、このシステムを用いた試作エラストマーの耐熱・耐放射線性の予備的評価を実施した。エラストマー試料を任意のガス雰囲気で封入でき、9.0MPaの耐圧を有するステンレス容器と、それを最高温度の300Cまでに加熱できる恒温槽からなる高温下放射線照射システムを開発した。ベースエラストマー2種類に耐熱、耐放射線性を向上させるための配合剤を複数検討した試作品を作製した。開発したシステムを用いて、照射前後の各試作品の試験片の破断強度、破断伸び、ならびに引張応力について比較検討した結果、300Cの温度、800kGyの線量条件下でも耐熱・耐放射線性を向上できるエラストマー材料作製の手がかりを得た。
