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論文

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験を対象とした再冠水時の熱的/水理的状態変遷を反映した弾塑性力学解析

伊藤 真司*; 清水 浩之*; 大野 進太郎*; 高山 裕介

土木学会論文集(インターネット), 80(8), p.24-00030_1 - 24-00030_18, 2024/08

放射性廃棄物の地層処分施設の設計検討では、建設・操業段階から閉鎖後長期にわたって生じ得る現象を考慮した力学挙動評価が求められる。このような背景のもと、長期力学解析コードMACBECEの開発を進めている。本研究では、廃棄体の発熱や地下水による再冠水などの過渡的な現象を考慮できるように、不飽和土の弾塑性構成モデルや、熱伝導/浸透流解析との連携機能を導入することで、過渡期から長期まで一貫して評価できる解析コードを構築した。そして、幌延深地層研究センターにおける原位置試験の再現解析を実施し、計測データとの比較・分析により妥当性を確認した。その結果、二次元解析の制約による乖離が一部みられるものの、機能拡張した解析コードは計測データを良好に再現できることがわかった。

論文

Short communication: Inverse correlation between radiation damage and fission-track etching time on monazite

中嶋 徹; 福田 将眞; 末岡 茂; 仁木 創太*; 河上 哲生*; 檀原 徹*; 田上 高広*

Geochronology (Internet), 6(3), p.313 - 323, 2024/07

本研究ではモナズ石の化学組成と放射線損傷がフィッション・トラックのエッチング時間に与える影響を調べた。モナズ石のフィッション・トラック年代測定法は超低温熱年代としての応用が期待されているが、モナズ石の化学組成や放射線損傷がフィッション・トラックのエッチング時間に与える影響は明らかになっておらず、分析方法が確立していない。私たちはモナズ石のラマン分光分析と化学組成の定量分析から、日本国内のモナズ石試料について放射線損傷の蓄積レベルを見積もった。またフィッション・トラックのエッチング実験を行い、これらの変数がエッチングの時間に与える影響を調べた。

論文

Analysis of the stress field around concealed active fault from minor faults-slip data collected by geological survey; An Example in the 1984 Western Nagano Earthquake region

西山 成哲; 中嶋 徹; 後藤 翠*; 箱岩 寛晶; 長田 充弘; 島田 耕史; 丹羽 正和

Earth and Space Science (Internet), 11(6), p.e2023EA003360_1 - e2023EA003360_15, 2024/06

活断層が確認されていない様々なテクトニックセッティングの地域において、マグニチュード6~7クラスの地震が発生することがある。地震被害の低減のためには、そのような地震を発生させる伏在断層を把握することが重要であるが、それを把握するための手がかりとなる証拠は少ない。1984年に発生した長野県西部地震は、Mj 6.8、震源の深さが2 kmと浅部で発生した規模の大きい地震である。本地域は固結した基盤が露出する地域であるにも関わらず、地表地震断層や地震後の地形変状は確認されておらず、震源断層は地下に伏在していることが知られている。本研究では、1984年長野県西部地震の震源地域において、地表踏査により割れ目に認められる条線のデータを集め、その条線形成に影響を与えた応力を、収集したデータを用いた多重逆解法で推定した。その結果、既知の伏在断層周辺の小断層において、本地域にはたらく現在の広域応力と同様の応力が検出された。この小断層の中には、第四紀の火山岩中に認められたものもあり、小断層がごく最近に活動したことを裏付ける。このことは、これらの小断層が伏在断層周辺に発達するダメージゾーンの一部である可能性を示しており、伏在断層を把握するための手がかりとなることが期待される。

論文

Study on the difference between B$$_{4}$$C powder and B$$_{4}$$C pellet regarding the eutectic reaction with stainless steel

Hong, Z.*; Ahmed, Z.*; Pellegrini, M.*; 山野 秀将; Erkan, N.*; Sharma, A. K.*; 岡本 孝司*

Progress in Nuclear Energy, 171, p.105160_1 - 105160_13, 2024/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.05

本研究では、B$$_{4}$$C粉末とステンレス鋼(SS)間との共晶反応はB$$_{4}$$C粉ペレットとSS間とのそれより相当に速いことが分かった。粉末及びペレットに対して導出された反応速度定数は参考文献値によく一致している。また、粉末とペレットの場合の詳細微細構造をSEM/EDSを用いて組成分析を行った。粉末の場合、(Fe,Cr)Bからなる反応層として厚肉層が見られた。一方、ペレットの場合、2つの反応層が見られた。

論文

Eutectic melting and relocation behavior of B$$_{4}$$C pellet-stainless steel under radiative heating

Ahmed, Z.*; Sharma, A. K.*; Pellegrini, M.*; 山野 秀将; 叶野 翔*; 岡本 孝司*

Ceramics International, 50(10), p.17665 - 17680, 2024/05

本研究では、2つの独特な破損メカニズムを同定した。一つはB$$_{4}$$Cペレットからステンレス鋼が分離した後に溶融液滴が形成する。もう一つはおそらく熱応力によってB$$_{4}$$Cペレットが複数個に破壊される。可視化技術と界面抵抗解析によって共晶温度を正確に捉えた。

論文

Field-based description of near-surface crustal deformation in a high-strain shear zone; A Case study in southern Kyushu, Japan

丹羽 正和; 島田 耕史; 照沢 秀司*; 後藤 翠*; 西山 成哲; 中嶋 徹; 石原 隆仙; 箱岩 寛晶

Island Arc, 33(1), p.e12516_1 - e12516_16, 2024/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Geosciences, Multidisciplinary)

本研究では、地表地形では特定が不明瞭な活構造を検出する目的で、小断層の変位データを用いた多重逆解析から推定される応力と、地震データから推定されている応力とを比較することに基づく手法を検討した。南九州で知られているひずみ集中帯で検討した結果、本手法が、地下に伏在する活構造を検出するための一助となり得ることを示した。

論文

九州前弧域におけるS波偏向異方性の推定

小川 大輝; 平塚 晋也; 浅森 浩一; 島田 耕史; 丹羽 正和

物理探査, 77, p.15 - 23, 2024/00

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、火山性熱水や非火山性のスラブ起源水の移動経路を地表からの調査を通じて把握することは、閉じ込め機能喪失の回避に資する。九州地方の前弧域に位置する宮崎平野及びその周辺には長大な活断層等がほとんど分布せず地下水の顕著な湧出も知られていない。一方で、地震波速度構造や比抵抗構造から、フィリピン海スラブの脱水に起因する流体が上昇することで形成された流体賦存域の存在が地殻内において示唆される。また一部の地下水には、地下深部から上昇するスラブ起源水との関連性が報告されている。こうした九州前弧域の地殻内流体の流入経路となり得る地殻内のクラックの存在や性状について検討するため、当該地域の観測点で取得された約20km以浅の地震に対しS波スプリッティング解析を適用した。速いS波の振動方向$$phi$$については、日向灘沿岸域では、地殻応力の方向とは異なる北北東-南南西$$sim$$北東-南西方向または北北西-南南東$$sim$$北西-南東方向の$$phi$$の分布が明瞭に認められた。速いS波と遅いS波の到達時間差dtと震源の深さとの関係も検討した結果、日向灘沿岸域における異方性が、深さ約10km$$sim$$20kmの地震発生層よりも浅い領域の応力場や地質構造に起因することが推定された。また、日向灘沿岸域南部の観測点G.TKAOや霧島火山東方の観測点TAKAZAに到来する大きいdtの波線の一部に沿って、スラブ起源水や火山性熱水の流入経路が存在することが、一つの可能性として挙げられた。一方で、各震源と観測点間の異方性強度は約4.5%以下に留まり、震源から観測点まで連続した流体移動経路を示唆する波線は得られていないと判断される。

論文

Rapid and long-lasting bedrock flow-path sealing by a "concretion-forming resin"; Results from ${it in-situ}$ evaluation tests in an Underground Research Laboratory, Horonobe, Japan

吉田 英一*; 山本 鋼志*; 淺原 良浩*; 丸山 一平*; 刈茅 孝一*; 齊藤 朱音*; 松井 裕哉; 望月 陽人; 勝田 長貴*; Metcalfe, R.*

Powering the Energy Transition through Subsurface Collaboration; Proceedings of the 1st Energy Geoscience Conference (Energy Geoscience Conference Series, 1), 20 Pages, 2024/00

多くの地下構造物の長期間の安全確保にあたっては、岩盤中に存在する断層や坑道近傍の掘削損傷領域を対象とした地下水流れの恒久的なシーリングが重要となる。しかし一般に用いられるセメント材では化学的な変質等によりそのような効果が期待できない。このため、天然で見られる炭酸塩鉱物によるコンクリーションに着目したコンクリーション化剤が開発された。本論文は、コンクリーション化剤に期待される性能を確認するため、日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センター地下施設を活用して実施した原位置試験結果をまとめたものである。原位置試験の結果、コンクリーション化剤は急速に硬化し1年間程度で掘削損傷領域の透水性を1/1000減少させるとともに、同施設近傍で起こった地震による影響と考えられる一時的な透水性の増加も再シーリングされ低下することが確認できた。これらのことから、この新しい技術は、多様な目的をもつ地下施設に適用可能であると考えられる。

論文

Thermochronology of hydrothermal alteration zones in the Kii Peninsula, southwest Japan; An Attempt for detecting the thermal anomalies and implications to the regional exhumation history

末岡 茂; 岩野 英樹*; 檀原 徹*; 丹羽 正和; 菅野 瑞穂; Kohn, B. P.*; 川村 淳; 横山 立憲; 鏡味 沙耶; 小北 康弘; et al.

Earth, Planets and Space (Internet), 75(1), p.177_1 - 177_24, 2023/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Geosciences, Multidisciplinary)

紀伊半島本宮地域の熱水変質帯を対象に、熱水活動による母岩への熱影響を評価するため、熱年代解析と流体包有物解析を実施した。流体包有物解析の結果、約150$$^{circ}$$Cと約200$$^{circ}$$Cの熱水活動が認定された。一方、熱年代解析の結果では、いずれの熱年代計でも、熱水脈からの距離に応じた年代の系統的な変化は観察されなかった。すなわち、熱水活動に伴う熱以上は検出できなかった。これらの熱年代は、中期中新世以降の山地隆起に伴う広域的な削剥史を反映していると解釈された。

論文

日本の山岳地域におけるESR熱年代学の適用; 試料の前処理によるESR信号への影響の評価

梶田 侑弥*; 末岡 茂; 谷 篤史*; 磯谷 舟佑*; 田上 高広*

フィッション・トラックニュースレター, (36), p.6 - 8, 2023/12

近年、低温熱年代学の手法を用いて、若い島弧である日本列島の山地の隆起・削剥史の推定が可能になってきた。電子スピン共鳴(ESR)法は、超低温熱年代計として期待される手法の1つであるが、応用研究は未だに少数であり、熱年代計としてのESR法の妥当性の検証を含め、研究事例の蓄積が求められる。本研究では、ESR熱年代学の日本の山岳地域への適用の前段階として、試料の前処理が年代値に及ぼす影響について検討するため、天然試料および人工石英を用いた露光・粉砕実験を実施した。実験室内における3日間の光曝露実験では、ESRシグナル強度に変化は観察されなかった。一方、試料の粉砕実験では、粉砕過程及び粉砕器具の違いがシグナル強度に影響する可能性が示唆された。今後の検討手段として、プレヒートの実施、天然試料を用いた粉砕の影響評価、Selfragを利用した粒子破壊を伴わない岩石粉砕手法との比較などが挙げられる。

論文

鮮新世$$sim$$第四紀深成岩体の固結年代・深度に基づいた飛騨山脈黒部地域の削剥史

末岡 茂; 河上 哲生*; 鈴木 康太*; 鏡味 沙耶; 横山 立憲; 芝崎 文一郎*; 長田 充弘; 山崎 あゆ*; 東野 文子*; King, G. E.*; et al.

フィッション・トラックニュースレター, (36), p.1 - 3, 2023/12

飛騨山脈黒部地域には、世界一若い露出プルトンである黒部川花崗岩体を含め、10-0.8Maの若い深成岩体が複数露出する。深成岩体が一般に地下数km以深で形成されることを考えると、削剥速度は数mm/yrないしそれ以上に達する可能性がある。しかし、これらの若い岩体の貫入やこれに伴う熱水活動等の熱擾乱のため、熱年代法による、冷却史に基づく削剥史の復元は簡単ではない。本研究では、地熱条件に依らない削剥評価のため、主に鮮新世から第四紀の深成岩体の固結年代と固結深度から、黒部地域の削剥史の復元を試みた。固結年代はジルコンU-Pb年代測定法、固結深度はAl-in-Hbl地質圧力計により推定した。計14試料から固結年代と固結深度のペアを得た結果、固結深度は約6-10kmでほぼ均一で、東西及び南北のいずれにも系統的な変化を示さなかった。この結果は、黒部-高瀬川破砕帯の東側の断層ブロックが、東に傾動したと考える従来のモデルとは不調和である。固結深度と固結年代のプロットから復元された削剥史は、約5.5-0.8Maにはほとんど削剥が起こらず、それ以降の時代に平均で約7-14mm/yrの急速な削剥が起こったことを示した。この結果は、ダム堆砂量や宇宙線生成核種法から推定された数十から数千年程度の侵食速度や、約1Ma以降に信濃大町方面で黒部地域からの花崗岩礫の供給が急増したことと矛盾しない。0.8Ma以降の黒部地域の急速な隆起・削剥の原因としては、東西圧縮応力の発現以降、黒部地域の地温が高い領域に沿って変位・変形が局在化した可能性が考えられ、現在、レオロジーと地温構造を考慮した変形シミュレーションによる検証を進めている。

論文

Visualization experiments of radiation heating on the eutectic reaction between B$$_{4}$$C-SS and its relocation behavior

Ahmed, Z.*; Sharma, A. K.*; Pellegrini, M.*; 山野 秀将; 岡本 孝司*

Proceedings of Saudi International Conference On Nuclear Power Engineering (SCOPE2023) (Internet), 8 Pages, 2023/11

本研究では、共晶反応とそれに続くボロン移動の融体構造について、輻射加熱を使って定量的な高解像度可視化手法によって観察した。実験は、1150$$^{circ}$$Cから1372$$^{circ}$$Cの温度範囲で実機の制御棒設計を模擬したステンレス鋼(SS)管と炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)ペレットを用いて実施した。正確な可視化技術によって、共晶溶融開始タイミングとその温度を同定し、ペレットとパウダーのケースで差異を指摘した。

論文

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究; プロジェクト全体概要及び令和4年度までの進捗

山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 西 剛史*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; Pellegrini, M.*

日本機械学会2023年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応・再配置実験、共晶反応メカニズム検討、及び共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要及び令和4年度までの進捗概要について報告する。

論文

等高線を用いた地形解析による第四紀火山の山体下の岩脈分布および火道安定性評価

西山 成哲; 川村 淳; 梅田 浩司*; 丹羽 正和

応用地質, 64(3), p.98 - 111, 2023/08

火山防災におけるリスク評価や高レベル放射性廃棄物の地層処分に係るサイト選定および安全評価を行う上で、マグマの移動経路であった山体下の岩脈の分布に関する研究事例を蓄積していくことは重要である。火山地形は、火山活動に伴うマグマの貫入位置やその履歴を表していると考えられている。本研究では、GISを用いた地形解析により火山を構成する等高線の分布、重心、面積から、放射状岩脈の卓越方位の把握および火道の安定性評価を試みた。地形解析の結果、火道安定型の火山に対して岩脈の卓越方位を示すことができた。一方で、火道不安定型の火山は、本解析による岩脈の卓越方位の把握には適さず、その適用範囲が火道の安定性に依存すると考えられた。火道の安定性は、等高線ポリゴンの面積データを用いた解析を行うことで評価が可能であり、岩脈の卓越方位の把握手法への適用範囲を示すことができる。このことから、火山の活動履歴が詳らかになっていない火山についても、火道の安定性について評価が可能であり、地形解析はそのツールとして有用である。今後、本研究による地形解析が、火山の活動履歴を明らかにするための新たな手法となることが期待される。

論文

Preliminary analysis of severe accident in sodium-cooled fast reactor using eutectic reaction model of boron-carbide control-rod material

山野 秀将; 守田 幸路*

Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.4295 - 4308, 2023/08

本研究は、新規に開発したモデルを組み込んだSIMMER-IVをナトリウム冷却高速炉(SFR)のシビアアクシデント(SA)の予備解析に適用した。解析結果は、隣接燃料集合体から来る液体スティールと燃料粒子の混合物によって溶融された被覆管の破損後に、冷却材流路に放出された破損B$$_{4}$$Cペレットと液体スティール間の接触によって共晶反応が引き起こされることを示した。反応によって生成された液体共晶物は制御棒集合体から隣接燃料集合体に移行することを示した。スティールより低密度の共晶反応物は溶融プール中に上方向移動を駆動した。この解析によって、共晶反応を用いたSIMMER-IVコードが共晶反応及び共晶物の再配置をよく模擬できた。また、溶融炉心物質の再配置によって引き起こされる反応度過渡挙動を適切に解析できることを示した。

論文

Development of transient behavior analysis code for metal fuel fast reactor during initiating phase of core disruptive accident

太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05

The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.

論文

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and hydrogen production facility, 1; Overview of the HTTR heat application test plan to establish high safety coupling technology

野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.

論文

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and Hydrogen Production Facility, 2; Development plan for coupling equipment between HTTR and Hydrogen Production Facility

水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05

High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.

論文

事故耐性燃料(ATF)の開発状況,1; 原子力の安全性向上に資する技術開発事業での事故耐性燃料の開発の概要

山下 真一郎

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 65(4), p.233 - 237, 2023/04

2011年の東日本大震災に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機に、軽水炉の安全性を飛躍的に高めることが期待される事故耐性燃料(ATF)の早期実用化への関心が世界的に高まり、現在、世界中の多くの国々で研究開発が進められている。本稿では、2015年より、経済産業省資源エネルギー庁の支援のもとで進められてきている、国内のATF技術開発の概要を紹介する。

論文

Experimental investigation of spray cooling behavior in 4$$times$$4 simulated fuel bundle

永武 拓; 柴田 光彦; 吉田 啓之; 根本 義之; 加治 芳行

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.320 - 333, 2023/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故において、使用済み燃料プールの冷却機能喪失により使用済み燃料の破損が懸念された。事故後、使用済燃料プールシビアアクシデント時において使用済み燃料プールの冷却に関する対応が求められている。この対策として可搬式スプレイを用いた冷却が考案されており、可搬式スプレイによる冷却性能評価が必要となっている。本報では、スプレイ冷却に関する知見及び冷却過程データ取得のための試験として、4$$times$$4模擬燃料集合体を用いたスプレイ冷却における集合体内温度分布データの取得を実施した結果について報告する。

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