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下平 昌樹; 山口 義仁; 岩田 景子; 勝山 仁哉; 知見 康弘
Proceedings of ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/07
日本電気協会規格(JEAC)4206では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の非延性破壊を防止するため、材料の破壊靭性が亀裂先端に生じる応力拡大係数を上回ることが要求されている。破壊靭性は、通常板幅に対して深い亀裂を有するコンパクトテンション(C(T))試験片を用いて評価されるのに対して、応力拡大係数はRPVの板厚に対して浅いステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂を想定して算出される。さらに、破壊靭性試験は単軸荷重によって行われるのに対して、RPVの想定亀裂には熱応力及び内圧による二軸の荷重が負荷される。このような亀裂深さやクラッドの有無、荷重負荷条件の違いは、亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、破壊靭性値評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、現行のRPVの構造健全性評価手法の保守性を定量的に評価するため、クラッド下亀裂を有する大型試験体を用いた多軸破壊試験を計画している。本報告では、多軸破壊試験の実施に向けた試験体形状や荷重負荷方法の検討内容及び当該試験の参照データとなる予備試験結果について報告する。予備試験では、亀裂の深さや形状を変えた試験体を用いた破壊試験を行い、浅い亀裂を有する試験体ではC(T)試験片に比べて破壊靭性値が高めに評価されることを示した。さらに、亀裂先端の拘束状態に依存せずに破壊靭性値を予測可能なローカルアプローチを用いて多軸試験体で得られる破壊靭性値の予測を行った。その結果、多軸試験体で得られる破壊靭性値は、JEAC4206に基づいて設定される破壊靭性遷移曲線に対して、十分な裕度を有することを示した。
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered as a promising methodology in the integrity assessment of structural components in a nuclear power plant since it can rationally represent the influence parameters in their inherent probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) has been developed by Japan Atomic Energy Agency, which can be used for structural integrity assessments of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Up till now, many efforts have been made on verifying the PASCAL4 code. Among them, a Japanese working group which is consisted of seven participants from industries, universities and institutes was established to conduct the verification studies. Based on verification activities during the past two years, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs were confirmed with great confidence. This paper summarizes the verification activities in this working group including the verification plan, analysis conditions and results.
石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03
幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。
本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.
Nuclear Fusion, 55(7), p.073033_1 - 073033_11, 2015/07
被引用回数：8 パーセンタイル：35.25(Physics, Fluids & Plasmas)The integrated simulation framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field 
and the resultant toroidal rotation 
together with the scrape-off-layer(SOL)-physics based boundary model. The coupling of three codes, the 1.5D transport code, TOPICS, the 3D equilibrium code, VMEC and the 3D 
drift-kinetic equation solver, FORTEC-3D, makes it possible to calculate the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. Analyses reveal that the NTV significantly influences in JT-60U and holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the profile to the boundary rotation necessitates a boundary condition modelling for toroidal momentum. Owing to the high-resolution measurement system in JT-60U, the gradient is found to be virtually zero at the separatrix regardless of toroidal rotation velocities. Focusing on , the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code D5PM. This modelling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.
松山 顕之; 矢木 雅敏; 影井 康弘; 中島 徳嘉*
Nuclear Fusion, 54(12), p.123007_1 - 123007_14, 2014/12
被引用回数：14 パーセンタイル：54.65(Physics, Fluids & Plasmas)The stochastization mechanisms of such high-energy RE drift orbits are investigated by 3D orbit following in tokamak plasmas. Drift resonance is shown to play an important role indetermining the onset of stochastic drift orbits for different electron energies, particularly in cases with low-order perturbations that have radially global eigenfunctions. The drift resonance due to the coupling between the cross-field drift motion with radially global modes yields a secondary island structure in the RE drift orbit. Only for highly relativistic REs, the widths of secondary drift islands are comparable with those of magnetic islands due to the primary resonance, thus the stochastic threshold becoming sensitive to the RE energy. Because of poloidal asymmetry due to toroidicity, the thresholdbecomes sensitive not only to the relative amplitude but also to the phase difference between the modes.
本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 篠原 孝司; 吉田 麻衣子; 松山 顕之; 井手 俊介; 浦野 創
Nuclear Fusion, 54(11), p.114005_1 - 114005_14, 2014/11
被引用回数：15 パーセンタイル：57.22(Physics, Fluids & Plasmas)A cooperation framework for analyses and predictions of the neoclassical toroidal viscosity (NTV) and the resultant toroidal flow is developed among the TOPICS, VMEC and FORTEC-3D codes. With the real geometry in JT-60U taken into account, it is found that the NTV is one of the cardinal torque sources especially in the edge region irrespective of the insertion of the ferritic steel tiles (FSTs) that reduce the toroidal field ripple amplitude and it is essential to numerically reproduce the measured toroidal rotation profile in the edge. The up-down asymmetric component of the NTV is damped due to the FSTs and the NTV profile correlates with the profile of the radial electric field . Predictive simulations for JT-60SA H-mode scenarios are also performed to investigate the effects of the NTV on toroidal rotation. The NTV reversal is observed in the pedestal region where the steep pressure gradient is formed, due to the dependence of the NTV on .
本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10
The integrated framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field and resultant toroidal rotation together with the scrape-off-layer (SOL) physics-based boundary model. The coupling of three codes, TOPICS, VMEC and FORTEC-3D, can calculate rotation caused by the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. It is found that the NTV influences toroidal rotation in JT-60U and holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the toroidal rotation profile to the boundary rotation necessitates the boundary condition modeling. From the measurement in JT-60U, the gradient is found to be insensitive at the separatrix. Focusing on , the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code. This modeling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.
松山 顕之; 矢木 雅敏; 影井 康弘*
JPS Conference Proceedings (Internet), 1, p.015037_1 - 015037_4, 2014/03
既存のトカマク装置とITERにおけるディスラプション時の逃走電子の閉じ込め特性を理解するため、低トロイダルモード数の磁場摂動が存在する場合の相対論的ドリフト軌道を数値的に研究した。ディスラプション時のトカマク磁場配位は、良好な磁気面、低トロイダルモードの磁気島、ストキャスティック領域が混在した構造としてモデル化する。逃走電子のエネルギーや装置サイズ依存性に関して、短い時間スケールでの逃走電子損失につながるストキャスティック軌道の出現条件を調べた。その結果、低トロイダルモードと磁力線を横切るドリフト間の結合によって生じる共鳴軌道が磁気島の重畳条件に作用し、逃走電子の高エネルギーテールが低エネルギー成分に比べて相対的に低い磁場揺動レベルで損失することがわかった。短波長磁場乱流の研究で認識されていた高エネルギーの逃走電子ほど輸送係数が小さいという性質と比較して、低トロイダルモードの磁場摂動による逃走電子の損失過程では逆の傾向が現れることを明らかにした。
中司 昇; 畑中 耕一郎; 佐藤 治夫; 杉田 裕; 中山 雅; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 須山 泰宏*; 林 秀郎*; 本田 ゆう子*; et al.
JAEA-Research 2013-026, 57 Pages, 2013/11
JAEA-Research-2013-026.pdf:7.48MB
原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センターは、原子力環境整備促進・資金管理センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するため、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約にかかわる平成22年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、ブロック式緩衝材定置試験設備の一部を製作した。また、試験及び展示を行うための設備建屋にて、製作済みの緩衝材定置試験設備や実物大の緩衝材ブロック等の公開を継続するとともに、緩衝材可視化試験を実施した。
中司 昇; 畑中 耕一郎; 佐藤 治夫; 杉田 裕; 中山 雅; 宮原 重憲; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 須山 泰宏*; 林 秀郎*; et al.
JAEA-Research 2010-060, 50 Pages, 2011/02
JAEA-Research-2010-060.pdf:6.7MB
原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センターは、原子力環境整備促進・資金管理センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するため、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約にかかわる平成21年度の成果についてまとめたものである。平成21年度は、平成20年度に策定した全体計画に基づき、ブロック式緩衝材定置試験設備の一部及び人工バリア可視化試験装置を製作した。また、幌延深地層研究センターのPR施設(ゆめ地創館)の隣接地において、試験及び展示を行うための設備建屋を建設し、仮設建屋に展示していた実物大の緩衝材ブロック及びオーバーパックを移設した。
中司 昇; 畑中 耕一郎; 佐藤 治夫; 杉田 裕; 中山 雅; 宮原 重憲; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 須山 泰宏*; 林 秀郎*; et al.
JAEA-Research 2009-044, 53 Pages, 2010/01
JAEA-Research-2009-044.pdf:9.03MB
経済産業省資源エネルギー庁の委託事業である、「地層処分実規模設備整備事業」は、国民全般の高レベル放射性廃棄物地層処分への理解を深めることを目的に、実規模・実物を基本として(実際の放射性廃棄物は使用しない)、地層処分概念とその工学的な実現性や長期挙動までを実感・体感・理解できる地上設備と深地層研究施設等における地下設備の整備を行うものであり、平成20年度は原子力環境整備促進・資金管理センターが受託した。原子力機構(当時、核燃料サイクル開発機構)と原子力環境整備促進・資金管理センターは、平成17年4月28日に、「放射性廃棄物の処理,処分等の研究開発に関する協力協定書」(以下、「協定書」という)を締結していることから、この協定書に基づき、上記事業を共同で実施するために、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について、共同研究契約を締結した。本報告は、上記の共同研究契約にかかわる平成20年度の成果について述べたものである。具体的成果としては、当該事業の全体計画を策定するとともに、ブロック方式での緩衝材定置試験設備の一部を製作した。また、幌延深地層研究センターの敷地内において、実物大の緩衝材ブロック及びオーバーパックの展示を開始した。
納多 勝*; 須山 泰宏*; 延藤 遵*; 井尻 裕二*; 見掛 信一郎; 松井 裕哉
JAEA-Technology 2009-009, 194 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-009.pdf:44.14MB
超深地層研究所計画における工学技術に関する研究のうち、大深度地質環境下における工学技術に関する研究は、研究坑道の設計・施工計画技術の開発,研究坑道の建設技術の開発,研究坑道の施工対策技術の開発,安全性を確保する技術の開発の4項目に分類して進めている。平成19年度の工学技術に関する研究では、「第2段階」で実施してきた工学技術の成果と課題の整理,花崗岩部において掘削時に得られた計測データを用いた現段階(200mレベルまで掘削済み)までにおける設計の妥当性の確認,地山補強対策工の注入効果の検討,施工実態の把握と当初設計との差異の評価に資する情報の整理,高差圧の影響評価に関する検討,坑道の長期維持・補修に関する調査計画方針の立案などを実施した。さらに、プロジェクト全体を対象としたリスク事象を抽出し、既往の検討事例を参考に各リスク事象に対するリスク評価方法について概略的な検討を行った。
戸井田 克*; 須山 泰宏*; 瀬尾 昭治*; 渥美 博行*; 尾方 伸久
JAEA-Research 2008-035, 89 Pages, 2008/03
JAEA-Research-2008-035.pdf:5.66MB
東濃地科学センターにおける地層科学研究では、地表から地下深部までの水理特性や地下水の地球化学特性を把握するために、各種の調査・検討を行っている。これらの研究では、調査の各段階において構築される各種モデルの不確実性をできるだけ定量的に記述し、それを効率よく低減する調査の進め方を明らかにすることが重要な課題である。一般に岩盤においては、それに伴う不確実性が均質な媒体に比較して大きいため、調査量と調査結果に含まれる不確実性との関係を評価することが極めて重要となる。この両者の関係を数学的に解析する手法の一つとして地球統計学的手法があり、これは地下に埋蔵する資源量の評価など他分野において用いられてきた実績がある。本研究では、地球統計学とファジー理論を応用し、不確実性を定量化し、その不確実性を低減するという新たなアプローチを考案した。平成18年度は、これまでに実施した2次元と3次元の地質構造のモデル化及び地下水流動解析結果を踏まえ、不確実性評価手法の体系化を行った。そして、体系化した手順に沿って一連の評価事例を整理した。また、本手法を効果的に活用できるように適用すべき原位置調査手法を提案するとともに、地質環境の不確実性の観点から地下施設設計時に考慮すべき事項を整理した。
瀬野 康弘; 中間 茂雄; 佐藤 稔紀*; 森 孝之*; 森川 誠司*; 田部井 和人*; 須山 泰宏*; 村上 浩次*
JAEA-Research 2007-080, 112 Pages, 2008/01
JAEA-Research-2007-080.pdf:8.37MB
本報告書は、第2段階以降の調査・研究計画策定のための基礎情報を得ることを目的とし、研究坑道の深度500m付近の立坑と水平坑道の連接部を対象に、MBCモデルによる掘削損傷を考慮した3次元予測解析結果について報告するものである。解析検討により得られた知見は以下のとおりである。(1)岩盤挙動は初期応力の作用方向,亀裂の幾何学的方向の影響を受ける。また、B級やCH級に比べ強度が劣るCL級では、変位や支保にかかる応力は大きくなる。(2)解析ステップの細分化が解析結果に与える影響は少ない。(3)掘削損傷域の有無による岩盤挙動に対する影響は比較的小さい。(4)立坑連接部では一般部に比べ支保の応力が1.3
1.6倍になる。(5)3次元的な亀裂分布に基づく岩盤挙動をより適切に表現するには2次元モデルより3次元モデルが有効である。
戸井田 克*; 須山 泰宏*; 森 孝之*; 稲葉 武史*; 渥美 博行*; 田中 俊行*; 小林 一三*; 中嶌 誠門*; 尾方 伸久
JAEA-Research 2007-071, 159 Pages, 2007/09
JAEA-Research-2007-071.pdf:48.05MB
東濃地科学センターにおける地層科学研究では、地質環境特性を明らかにするために必要な調査・解析技術並びにその妥当性を評価する手法の開発を進めている。この研究では、岩盤の不均一性推定に伴う不確実性を定量的に把握するための手法を明らかにし、その不確実性を低減するための合理的な地質環境調査手法の確立を一つの大きな目標としている。平成17年度は、新たに掘削されたボーリング孔などのデータを用い、本評価手法をより高度化することを目指して、知識・情報の整理を進めるとともに、概念モデルの体系的整理と地下水流動解析を行い、本手法の実用化に向けた評価・検討を行った。また、地質環境の不確実性の評価結果を効果的に施設設計に反映するための情報抽出を試行した。本研究成果を取りまとめると、以下のようになる。(1)ボーリング調査により取得された割れ目本数と透水量係数との相関を整理し、NW方向の割れ目系が最も透水量係数との相関が高いことを示した。これは広域の応力場の影響を受けているものと考えられる。(2)概念モデルの体系的整理と地下水流動解析を行うことにより、地質環境の不均一性評価方法の検討手順を取りまとめた。(3)施設設計を高度化する情報として、「不確実性に応じた複数の設計オプションを保有すること」と、「地質環境の不均質性に応じた設計を行うこと」が重要であることを示した。
戸井田 克*; 須山 泰宏*; 森 孝之*; 稲葉 武史*; 笹倉 剛*; 渥美 博行*; 升元 一彦*; 小林 一三*; 岩野 圭太*; 古市 光昭*; et al.
JAEA-Research 2007-065, 210 Pages, 2007/09
JAEA-Research-2007-065-1.pdf:28.82MBJAEA-Research-2007-065-2.pdf:42.37MBJAEA-Research-2007-065-3.pdf:24.46MBJAEA-Research-2007-065-4.pdf:48.78MB
東濃地科学センターにおける地層科学研究では、地質環境特性を明らかにするために必要な調査・解析技術並びにその妥当性を評価する手法の開発を進めている。この研究では、岩盤の不均一性推定に伴う不確実性を定量的に把握するための手法を明らかにし、その不確実性を低減するための合理的な地質環境調査手法の確立を一つの大きな目標としている。本研究においては、これまでにファジー地球統計を基本とした不確実性解析手法を用い、調査の各段階で想定し得る(あるいは否定できない)モデルやパラメータの全体集合を考えることにより不確実性を定量化でき、調査結果に基づき蓋然性が低いと考えられる選択肢を絞り込むことによってその不確実性を低減できるという新たなアプローチを考案している。平成16年度は、平成17年度に行う研究成果の取りまとめに向け、これまで東濃地域で行われた調査結果に基づき、本手法の実用化に向けた評価・検討を行った。本研究成果を取りまとめると以下のようになる。(1)東濃地域の事例を対象とした統合化データフローを活用し、本手法を適用するための知識・情報を整理した。(2)これまでの課題であったパラメータの設定方法とスクリーニング方法を整備した。(3)適用事例を用いて評価・検討を行い、本手法の実用化の目処を得た。(4)本手法(確率的手法)とこれまでに適用されてきた決定論的手法との統合方法を整備した。
藤田 朝雄; 須山 泰宏*; 戸井田 克*
JAEA-Research 2007-021, 41 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-021.pdf:4.51MB
本報告書では、第2次取りまとめ以降の地層処分場の閉鎖技術に関する課題に基づいて、地下実験施設における止水プラグの原位置適用性試験結果などを踏まえ、結晶質岩における閉鎖要素に対して期待すべき性能要件及び閉鎖システムの考え方を取りまとめた。その結果、止水プラグ,強度プラグ及び粘土グラウトに関して、現状技術を組合せることにより施工が可能であり、止水プラグ周辺部での低透水性能を把握することができた。また、結晶質岩を対象に処分場で考えられる閉鎖にかかわる事象を抽出し、その事象が発生する部位,要件及びその対策について整理するとともに、これらに対して原位置試験結果から得られた知見と今後個々の閉鎖要素の設計で検討すべき課題を抽出した。さらに、そのように性能が期待できる個々の閉鎖要素を処分場レイアウト規模に適用していく閉鎖システムとしての考え方を整理し、課題を抽出した。
須山 泰宏*; 戸井田 克*; 升元 一彦*; 竹内 真司
Proceedings of 12th European Meeting of Environmental and Engineering Geophysics (Near Surface 2006) (CD-ROM), 5 Pages, 2006/09
放射性廃棄物の性能評価では、原位置における坑道掘削影響領域(EDZ)の把握が必要である。EDZを把握する手法の開発として、可変周波数による高精度地中レーダーの現場適用性を東濃鉱山坑道内で実施した。その結果、本手法はEDZの構造を高精度で把握する手法であることがわかった。
戸井田 克*; 笹倉 剛*; 渥美 博行*; 升元 一彦*; 田中 俊行*; 須山 泰宏*; 小林 一三*
JNC TJ8400 2004-023, 146 Pages, 2005/02
JNC-TJ8400-2004-023.pdf:11.18MB
わが国の地質環境条件に適応し得るこれら閉鎖システムの確立に資するため,室内試験及び原位置試験を通じてこれらの性能に関連するデータの取得,および,これらのデータを活用し評価手法を確立することが必要である。サイクル機構とカナダAECLとの共同研究としてこれまで実施してきた,カナダAECLにおけるトンネルシーリング性能試験が最終段階に至り,シーリング性能に関する基礎データが取得された。本年度は,これまでに実施した試験の総合的なデータ整理・解釈,トレーサー試験結果に対する数値解析的検討・評価を実施した。また,堆積岩を対象としたトンネルシーリング性能の確認を行うための試験計画の概念設計を行った。
