検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 64 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

大深度地下掘削時のAE計測における波形分析手法に関する研究

丹生屋 純夫*; 畑 浩二*; 鵜山 雅夫*; 青柳 和平; 若杉 圭一郎

第45回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.226 - 231, 2018/01

日本原子力研究開発機構と大林組は、幌延深地層研究センターの深度350m以深を対象に、長期耐久性を期待して設置した光ファイバー式センサで、立坑周辺岩盤の水理・力学的な挙動として、AE(アコースティック・エミッション: Acoustic Emission)、間隙水圧及び温度を長期的に計測している。当該計測データを共振特性を用いて整理した結果、5種類の波形パターンから岩盤AEをさらに精度良く弁別することが課題となっていた。そこで、岩盤AEとそれ以外のAEと言うカテゴリーで弁別することを主眼に「スペクトルピークの半値幅」という定量的な弁別条件を適用し、岩盤AEの抽出精度向上を試みた。その結果、判別が不明瞭な波形特性を呈した岩盤AEも適切に抽出することが可能となった。

論文

Materials and Life Science Experimental Facility at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 3; Neutron devices and computational and sample environments

坂佐井 馨; 佐藤 節夫*; 瀬谷 智洋*; 中村 龍也; 藤 健太郎; 山岸 秀志*; 曽山 和彦; 山崎 大; 丸山 龍治; 奥 隆之; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(2), p.10_1 - 10_35, 2017/09

J-PARC物質・生命科学実験施設では、中性子検出器、スーパーミラーや$$^{3}$$Heスピンフィルターなどの光学機器、及びチョッパー等の中性子デバイスが開発され、据え付けられている。また、計算環境として機器制御、データ取得、データ解析、及びデータベースの4つのコンポーネントが整備されている。また、物質・生命科学実験施設では実験に使用される様々な試料環境が利用可能である。本論文では、これらの現状について報告する。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成27年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 石田 知子*; 畑 浩二*; 鵜山 雅夫*; 佐藤 伸*; 大熊 史子*; 早金 沙綾香*; 松井 裕哉; et al.

JAEA-Technology 2016-035, 153 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-035.pdf:37.6MB

超深地層研究所計画における平成27年度の工学技術に関する検討のうち、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の研究の一環として、現在実施中の再冠水試験に伴う止水壁や冠水坑道周辺岩盤の挙動に関する詳細検討を行った。その結果、特に止水壁の温度変化については、解析結果と止水壁内の計測結果がよく一致しており、設計時に検討したクーリング対策工により温度応力によるひび割れの発生は防止できたと考えられる。また、冠水に伴う止水壁と岩盤境界の挙動についても、水-応力連成解析結果と種々の計測結果との比較検討により、解析で設定したモデルは概ね適切との結論を得た。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成26年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 原 朗*; et al.

JAEA-Technology 2016-002, 195 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2016-002.pdf:46.3MB
JAEA-Technology-2016-002-appendix(CD-ROM).zip:16.11MB

瑞浪超深地層研究所計画における平成26年度の工学技術に関する検討5「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の研究の一環として、将来実施が計画されている冠水坑道を地下水で満たす試験に必要となる止水壁他の検討を行った。具体的には、(1)止水壁の機能, 構造, 材料, 施工及び品質管理方法等の検討、(2)冠水坑道を地下水で満たす試験時の止水壁周辺岩盤への影響の解析的予測、を実施した。その結果、予測される最大水圧,温度応力及び地震力に対する岩盤を含む構造安全性、漏水抑制、冠水坑道へのアクセス確保及び計測ケーブルの貫通等の要求を満足する止水壁等の仕様を決定するとともに止水壁設置後の冠水による止水壁周辺岩盤の挙動に関する予察的な知見を得た。

報告書

瑞浪超深地層研究所でのプレグラウト領域の岩石の採取と室内分析

鵜山 雅夫*; 人見 尚*; 中嶋 悟*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 青柳 芳明

JAEA-Research 2015-010, 67 Pages, 2015/10

JAEA-Research-2015-010.pdf:32.34MB
JAEA-Research-2015-010-appendix(CD-ROM).zip:528.25MB

日本原子力研究開発機構は、経済産業省資源エネルギー庁からの委託研究として「地下坑道施工技術高度化開発」を進めてきた。本委託研究の一環として、瑞浪超深地層研究所深度200m予備ステージ避難所において、プレグラウチングによって岩盤に注入されたグラウト材の浸透範囲や、グラウト材の浸透による透水性の改善効果などを、多種多様な調査により把握した。「瑞浪超深地層研究所でのプレグラウト領域の岩石の採取と室内分析」では、これらの調査の継続として、グラウト材が岩盤固層部に及ぼす化学的影響に関する情報を取得するための調査を実施した。具体的には、グラウト材の浸透固化が予測される場所にチェックボーリングを掘削してサンプルを採取するとともに、割れ目内に見られるグラウト材および岩盤との接触部を対象に蛍光X線分析、透過電子顕微鏡観察等を行うことにより、グラウト材が岩盤固層部に及ぼす化学的影響に関する情報を取得した。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成25年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 戸田 亜希子*; et al.

JAEA-Technology 2014-040, 199 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-040.pdf:37.2MB

超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および、(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心として進めてきた。本研究は、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の一貫として、深度500m研究アクセス北坑道における再冠水試験のための止水壁に関する検討を実施した。具体的には、止水壁やプラグに関する国内外の文献調査を実施し、この結果を基に、設計条件の検討、解析による止水壁躯体の設計と岩盤安定性の評価、主な部材の材料選定、止水グラウトの検討などを実施した。

論文

Analytical study on uranium measurement in uranium waste drums by the fast neutron direct interrogation method

米田 政夫; 大図 章; 春山 満夫; 高瀬 操*; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 在間 直樹; 中島 伸一; 大塚 芳政

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07

高速中性子直接問いかけ法(FNDI法)は非破壊測定手法の一つであり、14MeVのパルス中性子をウラン・プルトニウム等核分裂性物質を含む廃棄物ドラム缶に照射させることにより発生する核分裂中性子を測定するものである。FNDI法は、ドラム缶に含まれる核分裂性物質の量について短時間かつ正確に求めることが可能である。廃棄物で発生する自発核分裂中性子及び($$alpha$$,n)反応で生成する中性子を測定する手法であるパッシブ法に比べて、FNDI法は、測定時間が短く、廃棄物ドラム缶に含まれるウランの化学形に依存しないという特長を有する。FNDI法については、これまで原子力機構東海地区にあるNUCEFにおいて、長年研究開発に取り組んできた。そこでの成果をベースとして、原子力機構人形地区において、JAWAS-Nと呼んでいるウラン廃棄物ドラム缶を測定する実証装置について設計を行った。JAWAS-Nの製作・設置は2013年に完了し、2014年からウラン位置依存性, ウラン量依存性, ウラン化学形依存性, マトリックス依存性等の特性実験を進めている。実験と並行して、MCNP等のモンテカルロコードを用いた解析を進めている。本発表では、実験結果と解析結果の比較、及び実験を実施できない多量のウラン量に対する解析評価について報告する。

論文

高速中性子直接問いかけ法によるウラン廃棄物中のウラン量測定の実用化研究

米田 政夫; 大図 章; 在間 直樹; 中塚 嘉明; 中島 伸一; 高瀬 操; 春山 満夫; 呉田 昌俊

核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2013/10

高速中性子直接問いかけ(FNDI)法は、TRU廃棄物に14MeVのパルス中性子を照射した際に発生する誘発核分裂中性子(高速)を測定することにより、廃棄物に含まれる核分裂性核種の総量を短時間で求める非破壊測定手法であることから、保障措置分野においても活用が検討されている。FNDI法は廃棄物中から発生する自発及び($$alpha$$,n)中性子を測定する手法(パッシブ法)と比べて、測定時間が短縮され、ウラン化合物の化学形に依存性がなく、廃棄物中に含まれるウランの位置依存性が低いという長所を有する。このため、原子力機構人形峠環境技術センターでは、ドラム缶収納ウラン廃棄物の測定方法の一つとしてFNDI法を用いることを検討している。FNDI法の実用化に向けた研究開発として、多様な廃棄物のマトリックス条件に対して精度よく測定するための測定及び解析手法の検討を進めている。今回の発表では、FNDI法の計測原理及び人形峠での実用化研究について報告する。

論文

グラウト施工を行った花崗岩におけるセメント成分の影響調査手法

鵜山 雅夫*; 人見 尚*; 佐藤 稔紀

土木学会平成25年度全国大会第68回年次学術講演会講演概要集(DVD-ROM), 2 Pages, 2013/09

地下坑道建設における透水性改善のためのグラウト工事によって、グラウト材が周辺岩盤に化学的影響を及ぼすことが懸念される。本報告では、グラウト施工位置の岩盤コアの採取から分析に至るまでの手法について述べた。

論文

グラウト施工を行った花崗岩におけるセメント成分の影響の観察

人見 尚*; 鵜山 雅夫*; 佐藤 稔紀

土木学会平成25年度全国大会第68回年次学術講演会講演概要集(DVD-ROM), 2 Pages, 2013/09

地下坑道建設における透水性の改善のためのグラウト工事において、グラウト材に含有されるカルシウム成分の作用による長期的な岩盤強度の低下が懸念されている。本報告では、グラウト施工位置の岩盤コアを用い、岩盤とグラウト材との境界部分について詳細な観察を実施した。その結果、グラウト材と思われる充填物が確認されたが、数マイクロメートル程度までのオーダーでは、母岩側へのカルシウム成分の溶出は確認できなかった。

論文

Basic study on surface chemical combination between beryllium metal and hydrogen isotope gas, 2

伊藤 正泰; 北岸 茂; 塙 善雄; 土谷 邦彦; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*

Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2011 - March 2012, P. 535, 2012/12

ベリリウムは、多くの材料試験炉において減速材や反射体として利用される一方、核融合炉では、プラズマ対向機器の保護壁や中性子増倍材として開発が進められている。このため、ベリリウムの純水やガス環境に対する相互作用(表面化学結合状態)や機械的性質,化学的性質などの特性を評価する必要がある。本研究では、純水下での長寿命化の検討のため3種類のベリリウム試料(S-200F, S-65H, I-220H)を作製し、腐食試験及び表面分析を実施した。その結果、それぞれのベリリウム試料において腐食試験による表面の変化が観察され、BeOの含有量や結晶粒径に影響していることがわかった。

論文

Development of grouting technologies for HLW disposal in Japan, 4; Planning and results of in-situ grouting test

田中 達也*; 鵜山 雅夫*; 石田 知子*; 中西 達郎; 大西 有三*

Proceedings of 7th Asian Rock Mechanics Symposium (ARMS-7) (USB Flash Drive), p.702 - 711, 2012/10

日本原子力研究開発機構は、スイスのグリムゼル岩盤研究所においてグラウト施工実証試験を実施した。本稿では、グラウト浸透モデルを用いて計画された原位置でのグラウト施工の実証試験に関し、試験計画の立案、グラウト材料の選定及び原位置試験結果について報告する。本試験では、平成21年度から平成23年度にかけて岩盤中の割れ目の幾何学特性や水理特性に関する原位置調査を段階的に進めてきた。原位置調査結果に基づいて、割れ目ネットワークモデル及び等価透水係数分布で表現したグラウト浸透モデルを構築し、グラウト注入試験の対象とする透水性の高い割れ目あるいは割れ目帯の空間的な分布を推定し、グラウトの注入区間及び観測区間のレイアウトを決定した。また、事前に実施した孔間透水試験及び孔間トレーサー試験の結果から、試験に適用するグラウト材料を選定した。グラウト注入試験の結果、2つの観測区間においてグラウトの到達を確認することができた。最後に、本実証試験結果を受けて、地層処分場の建設時に適用するグラウトの設計・施工方法について考察した。

論文

Development of grouting technologies for HLW disposal in Japan, 2; In-situ grouting test program and site investigation results at the Grimsel Test Site in Switzerland

中西 達郎; 津田 秀典; 鐙 顕正*; 鵜山 雅夫*; 大西 有三*

Proceedings of 7th Asian Rock Mechanics Symposium (ARMS-7) (USB Flash Drive), p.682 - 691, 2012/10

日本原子力研究開発機構は、地層処分におけるグラウト技術の高度化研究の一環として、深部1,000m程度までの環境下での注入技術、グラウト材料がバリア材料に与える影響の評価技術、及び処分場の建設・操業時に要求される性能を考慮したグラウト材料等の開発に取り組んできた。本報告は、スイスのグリムゼルテストサイトにおいて、グラウト浸透モデルを用いて計画された原位置でのグラウト施工の実証試験結果をとりまとめたものである。同試験では、グラウト注入試験の計画立案にあたって、現地の水理地質構造を把握するために平成21年度に予備調査、平成22年度に事前調査と段階的に進められた。段階的なステップを踏むことで、グラウト注入試験を実施する最適箇所を決定するだけでなく、起こりうる可能性のある問題点を抽出しそれらを可能な限り軽減することで、グラウト浸透モデルの妥当性を評価するために必要なデータを所得することができた。

論文

Tritium absorption of co-deposited carbon films

信太 祐二*; 山内 有二*; 日野 友明*; 赤丸 悟士*; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 鈴木 哲; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1070 - 1073, 2012/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Nuclear Science & Technology)

Co-deposited carbon film with different deuterium concentration, D/C, were exposed to tritium gas at the temperature of 423 K, and then the atomic ratio of absorbed tritium to carbon, T/C, was evaluated. The obtained data were discussed with crystal structure of the carbon film. The T/C increased with decreasing D/C of carbon film. The carbon film with low D/C had more defective structure. The reduction of D/C by the heating before tritium exposure led to the increase of absorption amount. These results suggest that carbon film with more defective structure and low D/C film could absorb large amount of tritium. The hydrogen isotope concentration in the present experiment was saturated below the orders of 10$$^{-4}$$, which was 3-4 orders of magnitude smaller than that of co-deposited carbon film with hydrogen isotope.

論文

地層処分におけるグラウト技術の高度化研究,1; 結晶質岩サイトにおけるグラウト実証試験に向けた事前調査

中西 達郎; 藤田 朝雄; 津田 秀典; 田中 達也*; 鵜山 雅夫*; 大西 有三*

第41回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.71 - 76, 2012/01

日本原子力研究開発機構は、地層処分におけるグラウト技術の高度化研究の一環として、深部1,000m程度までの環境下での注入技術、グラウト材料がバリア材料に与える影響の評価技術、及び処分場の建設・操業時に要求される性能を考慮したグラウト材料等の開発に取り組んできた。本報告は、スイスのグリムゼル岩盤試験場において、開発したグラウト材料を用いて原位置でのグラウト施工の実証試験に向けた事前調査の結果及びグラウト注入試験の試験計画をとりまとめたものである。同試験では、新たに掘削したボーリング孔から得られた幾何学的亀裂情報、透水試験及び孔-孔間での通水確認試験を通して、グラウト注入試験の試験計画に資する水理地質情報及び各種データを取得した。

論文

Basic study on surface chemical combination between beryllium metal and hydrogen isotope gas

土谷 邦彦; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 塙 善雄; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*

Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2010 - March 2011, P. 545, 2011/11

核融合炉用固体増殖ブランケットでは、金属ベリリウム(Be)が中性子増倍材の第一候補であり、Be-水反応に対する検討が求められている。一方、材料試験炉(JMTR)には、中性子束を高めるために中性子反射体として金属ベリリウム枠が使用され、長寿命化の検討が行われている。本研究では、Be-水反応に対する相互作用(表面化学結合状態)を解明するために浸漬試験を行った。3種類の製造方法の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、浸漬試験後の金属ベリリウム表面はX線回折及びXPSにて結晶構造及び化学結合を分析した。その結果、3種類の金属ベリリウム表面にBe(OH)$$_{2}$$と考えられる白い反応物が生成していた。重量変化率の評価より、反応物の生成量はI-220Hが最も少なく、反応物の生成は製造方法やBeO含有量等に影響していることがわかった。

論文

Stability of Nal(Tl) detector for tritium monitor of BIXS use to hot environment

河村 繕範; 洲 亘*; 松山 政夫*; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.986 - 989, 2011/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.93(Nuclear Science & Technology)

ブランケットのスイープガス出口近傍等、比較的温度の高いガス中のトリチウムの測定を想定し、120$$^{circ}$$Cの雰囲気で動作する$$beta$$線誘起制動X線計測型トリチウムモニタを作成し、トリチウム測定を実施した。120$$^{circ}$$Cでは加熱しない状態の1/2程度の計数率となった。本実験系は密閉系であるため、同一圧力では温度が高い方がトリチウム分子数が少なくなることも一因であろう。加熱前後の計数率に変化はなく、加熱によるシンチレータの劣化は見られなかった。

論文

核融合環境における電気設備,49; 耐放射線照明器具の開発

岡村 浩樹*; 土田 崇*; 岡田 正男*; 山縣 諒平; 清藤 一; 春山 保幸; 金子 広久

2011年(第29回)電気設備学会全国大会講演論文集, p.367 - 368, 2011/09

加速器施設・材料照射施設・核融合施設・核燃料再処理施設等は、高放射線環境となるエリアを有する。高放射線環境化では多くの電気設備は寿命が著しく短くなるなど、使用に際しては制約が多い。照明器具も例外ではなく、高放射線環境下では安定器の絶縁劣化による安定器の損傷・光源部の光束低下などにより、本来の機能を保てなくなる。これまでに筆者らは、放射線環境下で使用できるように独自の改良を加えた照明器具を開発している。今回、開発中の照明器具の実証試験を行ったので報告する。試験は、実際に放射線照射施設で運用した状況下で通電・点灯状態を継続することにより行い、照明器具の機能性・安全性を検証した。

論文

地層処分におけるグラウト技術の高度化開発,4; グラウト注入試験の計画立案に向けた事前調査の実施

中西 達郎; 川口 昌尚; 津田 秀典; 鵜山 雅夫*; 田中 達也*

土木学会平成23年度全国大会第66回年次学術講演会講演概要集(DVD-ROM), p.71 - 72, 2011/09

地層処分におけるグラウト技術の高度化開発では、天然バリアである岩盤の長期的変質を軽減する低アルカリ性の注入材料の開発、深度1,000m程度までを想定した注入技術の開発、グラウト材料が地質環境へ与える影響評価技術の開発を実施している。この中で、開発した材料の施工性及び湧水抑制効果(改良効果)の確認に加え、注入範囲を予測・制御するためのグラウト浸透モデルを用いた事前解析(シリーズその7参照)に基づくグラウト施工の実証試験(以下、原位置試験)を計画している。本報告は、スイス・グリムゼル岩盤試験場にて計画中の原位置試験に向けた事前調査結果から、試験エリアの水理的な連続性について報告するものである。

論文

Dynamic behaviors of deuterium retained in SS-316 oxidized at various temperatures

小林 誠*; Wang, W.*; 倉田 理江; 松山 政夫*; 林 巧; 山西 敏彦; 朝倉 大和*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Science and Technology, 60(1), p.403 - 406, 2011/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ステンレス鋼酸化膜に対する、水素同位体の保持及び放出機構を、多様な温度で研究した。酸化膜は、おもに酸化鉄と考えられ、分子状態で放出される重水素は、その分解温度とおおよそ一致する温度で放出された。重水素の保持量は、ステンレス酸化膜の形成温度の上昇とともに増加した。酸化膜の厚さが、水素同位体の保持量に大きく依存していると考えられる。一方、水の形で放出される重水素の量は、酸化膜形成温度に依存しなかった。水素同位体が水の形に平成されるのは、ステンレス鋼のごく表面の酸化鉄の量に依存していると考えられる。

64 件中 1件目~20件目を表示