Influence of clay-doped water on permeability in granite rock mass

奈良 禎太*; 柏谷 公希*; 桶谷 和生*; 藤井 宏和*; Zhao, Y.*; 加藤 昌治*; 青柳 和平; 尾崎 裕介; 松井 裕哉; 河野 勝宣*

Materials Transactions, 67(7), p.1211 - 1215, 2026/07

https://doi.org/10.2320/matertrans.MT-Z2026006

It is important to understand the long-term migration of radionuclides when considering long-lasting rock engineering projects such as the geological disposal of radioactive waste. The network of fractures and pores in a rock mass plays a major role in fluid migration as it provides pathways for fluid flow. The geometry of such a network can change due to fracture sealing by fine-grained material over extended periods of time. Groundwater commonly contains fine-grained material such as clay minerals, and it is probable that such minerals accumulate within rock fractures during groundwater flow, thereby decreasing fracture apertures and bulk permeability. It is therefore essential to conduct permeability measurements using water that includes fine-grained minerals in order to understand the evolving permeability characteristics of rock. However, this has not been studied to date in rock mass. Therefore, in the present study, we perform permeability measurements in a granite rock mass to investigate the change of permeability that occurs under the flow of water that includes clays. Our findings show that clay particles accumulate in fractures and that the permeability (hydraulic conductivity) of the granite rock mass decreases over time. The decrease was more significant in the earlier time. We conclude that the accumulation of clay minerals in the fracture decreases the permeability of a rock mass. Furthermore, we consider that the filling and closure of fractures in rock is possible under the flow of groundwater that contains clay minerals.

A Study on improvement of three-dimensional seismic analysis method of nuclear building using a large-scale observation system, 1; Analysis of entire response of the reactor building based on seismic observation records

山川 光稀*; 森谷 寛*; 猿田 正明*; 飯場 正紀*; 西田 明美; 川田 学; 飯垣 和彦

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

原子力施設の地震に対する損傷確率(フラジリティ)評価手法の精度向上に資するため、三次元耐震解析手法の高精度化を目的とし、研究開発を進めている。2019年からは、原子力規制庁と原子力機構との共同研究の一環として、原子力機構の施設である高温工学試験研究炉(HTTR)を対象とし、地盤や建屋の床だけでなく壁にも加速度計を多数設置するとともに、自然地震と人工波に対する多点同時観測が可能な大規模観測システムを構築し、観測データを活用した原子力施設の三次元耐震解析手法の精度向上及び妥当性確認に取り組んでいる。本論文では、大規模観測システムによって得られた地震観測記録の概要を示すとともに、地震観測記録を用いて建屋の卓越振動数及び変形モード等を求め、建屋の全体応答に関する振動特性を分析して得られた知見を示す。これまでに、約2年間で震度1以上の地震を約60回観測するとともに、東西方向と南北方向の外壁及び内壁の振動特性を分析し、それぞれ異なる卓越振動数を有することや、建屋中央部のオペフロ上の空間を囲む壁及びオペフロ屋根の振動が建屋全体の振動に大きく影響していることなどの三次元耐震解析手法の高度化に資する知見が得られている。

Application of JSME Seismic Code Case by elastic-plastic response analysis to practical piping system

大谷 章仁*; 甲斐 聡流*; 金子 尚昭*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 月森 和之*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

本論文は、日本機械学会において策定中の事例規格を実機配管に適用した結果を報告するものである。ここでは、高速炉もんじゅの2次系配管を実機配管の代表例として選定した。事例規格に定める手法により配管系の弾塑性時刻歴解析を行い、配管の強度評価を実施した。その結果、事例規格による評価は配管系の耐震強度を左右する疲労強度の観点で、現行規格の手法よりも合理的な評価が可能であることを確認した。

Implementation of a low-activation Au-In-Cd decoupler into the J-PARC 1 MW short pulsed spallation neutron source

勅使河原 誠; 池田 裕二郎; 大井 元貴; 原田 正英; 高田 弘; 柿白 賢紀*; 野口 学*; 島田 翼*; 清板 恭一*; 村島 大亮*; et al.

Nuclear Materials and Energy (Internet), 14, p.14 - 21, 2018/01

https://doi.org/10.1016/j.nme.2018.02.001

J-PARCの1MWパルス中性子源では、中性子パルスの成形に用いるデカップラとして、異なる共鳴吸収材から構成し、1eVと高い中性子吸収エネルギーを有するAg-In-Cd合金を開発した。このデカップラによりパルス成形された中性子は、粉末解析の実験装置において最高分解能を更新したが、中性子照射によって生成される長半減期の108mAgの放射能が高いため使用済み機器の取扱においては短所であった。そこで、放射能を大幅に減らす代替材としてAuを使用したAu-In-Cd材の開発を行ってきた。しかしながら、実機のモデレータ・反射体に実用化する上で、大型のAu-In-Cd板と構造材のA5083材とをHIP接合し十分な接合強度を得ることが課題であった。本研究では、Au-In-Cd材の表面状態、大型化した熱容量の変化による接合部界面温度に関わる検討を行い、実規模大のHIP接合において、最適接合条件を見つけることができた。この結果、反射体へのAu-In-Cd材の実用化に成功し、中性子性能を損なわず、大幅な放射能低減の見通しを得た。

イオンビーム育種による新規サルビア属種間雑種品種の開発

山口 絵梨香*; 宮谷 真徳*; 河合 隆行*; 渥美 浩久*; 長谷 純宏

JAEA-Review 2015-022, JAEA Takasaki Annual Report 2014, P. 111, 2016/02

https://doi.org/10.11484/jaea-review-2015-022

横浜植木が育成したサルビア品種は、生育が旺盛で開花期が長いという特長があるが、種間交雑により作出されたことから不稔であり、交配による育種は困難である。そのため、同品種を材料として、イオンビーム照射による新品種開発を試みた。2系統(SAC33及びSAC7-2)の挿し穂に対して炭素イオンビームを照射し、発根後鉢上げして開花させた。花色の変異やがくの発色が薄くなる変異が確認された。変異の発生率は0.48から1.80%であり、照射線量が高くなるほど変異率が高い傾向が認められた。有望株は商品化に向けた増殖と特性調査を行い、一部の変異系統については再照射による更なる変異拡大について検討する予定である。

Cabling technology of NbSn conductor for ITER central solenoid

高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2013.2287311

ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNbn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。

Development of 2012 edition of JSME code for design and construction of fast reactors, 6; Design margin assessment for the new materials to the rules

安藤 勝訓; 渡邊 壮太*; 菊地 浩一*; 大谷 知未*; 佐藤 健一郎*; 月森 和之; 浅山 泰

Proceedings of the ASME 2013 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 11 Pages, 2013/07

日本機械学会 発電用設備規格 設計・建設規格 第II編 高速炉規格の2012年版では新たに316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼が新材料として登録された。本件ではこれらの新材料を高速炉規格で定められている各種規程に適用した場合の設計裕度について評価した結果をまとめたものである。

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2010年度

住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2012-015, 166 Pages, 2012/05

JAEA-Review-2012-015.pdf:3.53MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2010年4月から2011年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が一部の試料にみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

Recent progress in blanket materials development in the Broader Approach Activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 實川 資朗; 中道 勝; 星野 毅; 山西 敏彦; Baluc, N.*; Mslang, A.*; Lindou, R.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1331 - 1335, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.12.304

幅広いアプローチ活動ではブランケット材料開発を中心としてR&Dを進めている。ブランケット構造材料開発では、低放射化フェライト鋼F82Hの5t溶解を実施し、2次溶解として電気スラグ溶解を用いることにより不純物制御ができることを確認した。欧州でもEUROFERの溶解を実施し348mm厚の鋼板を製作した。SiC/SiC複合材の開発では、NITE-SiC/SiC複合材に対してダブルノッチ引っ張り試験を実施し、破壊強度がノッチサイズにあまり異存しないことを明らかにした。欧州では、SiCとLiPbの共存性試験の準備を実施した。先進中性子増倍材の開発では、BeとTiの粉末から直接Be-T金属間化合物を焼結することを試みた。また欧州では、30mm径のBe-T金属間化合物母材の製造に成功した。先進トリチウム増殖材の開発では、再処理法の確立を目指して、トリチウム増殖材微小球の溶解試験を行い、硝酸と過酸化水素水により90%以上溶解できることがわかった。

Comprehensive dynamic analyses for fast reactor cycle deployment by the combinations of energy economic models and dynamic analyses model

塩谷 洋樹; 小野 清; 辺田 正則*; 安松 直人*

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/05

http://icapp.ans.org/icapp11/program/abstracts/11217.pdf

FaCTで開発されている代表的なFBRサイクルを対象とした包括的な時系列(移行期)評価を実施した。この検討では、評価にあたって、2つのエネルギー経済モデル(計算可能な一般均衡モデルとエネルギーシステムモデル)と時系列(移行期)評価手法が用いられた。解析の結果として、在来型ウラン資源の消費量をOECD/NEAとIAEAによるウラニウム2009で報告されている数字以内に抑制するためには、FBRサイクルは、2040年から2050年の間に導入されるべきである。