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阿部 健康; 飯田 芳久
Journal of Advanced Concrete Technology, 20(3), p.236 - 253, 2022/03
被引用回数：2 パーセンタイル：11.94(Construction & Building Technology)本論文は、放射性廃棄物処分におけるバリアシステム構成材料の性能評価について、日本の現状をまとめたものである。まず、"安全機能"の概念について概説し、続いて先行事例であるベルギーの短寿命低中レベル廃棄物処分の閉鎖後性能評価について概観する。そしてベルギーの事例について、その評価モデルや評価手法を"曼荼羅"の概念に基づいて分析する。同様の方法で日本の事例についても分析し、その結果をベルギーの事例と比較することにより、日本の今後の技術的課題を指摘する。
鈴木 覚; 佐藤 治夫
JNC TN8410 2001-028, 36 Pages, 2002/03
JNC-TN8410-2001-028.pdf:1.81MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分における多重バリアシステムの性能評価を目的として、ベントナイトの透過拡散試験により様々な核種の実効拡散係数が取得されている。最近、従来から機構内で行われている方法(非循環型透過拡散試験システム)で、陽イオン(セシウムとストロンチウム)の透過拡散試験を行ったところ、既存の研究結果と全く異なる結果が得られることがわかった。この原因として、透過拡散試験システムの違いが考えられるため、新たに循環型透過拡散試験システムを製作し、拡散試験結果と試験方法の関係について検討した。従来の非循環型と循環型透過拡散試験システムの両者でベントナイトの拡散試験を行ったところ、ストロンチウムの実効拡散係数と塩濃度の関係および拡散係数の絶対値が、試験システムにより全く異なることが明らかになった。現状では、境界条件をより精密に制御できるという点から、循環型透過拡散試験システムの方が正しい結果を与えていると考えられる。また、循環型透過拡散試験システムにおいては、拡散セルと貯留容器が分離しているという利点を生かして、境界条件の制御方法の改良と、温度制御下での拡散係数の取得方法を提案した。
鈴木 覚; 間中 光雄; 森田 光男*
JNC TN8400 2000-020, 25 Pages, 2000/04
JNC-TN8400-2000-020.pdf:0.94MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分における多重バリアシステムで、圧縮ベントナイトには放射性核種の移行遅延効果が求められており、そのメカニズムの解明が急務である。圧縮ベントナイト中の放射性核種は、構成鉱物の粒子間間隙水や粘土鉱物(モンモリロナイト)の層間水を主な移行経路として拡散する。ベントナイト中の核種の見かけの拡散係数の活性化エネルギーが自由水中のそれに比べて高いという報告があり、これは間隙水や層間水の構造・粘性が自由水とは異なるためであると考えられている。この研究では、含水したベントナイトについてラマン分光測定を行ない、自由水とベントナイトの間隙水の構造の違いについて検討した。クニピアF(モンモリロナイト含有率98
99重量%、クニミネ工業)とイオン交換水を任意の含水率(9875重量%)で混合した。混合物を超音波洗浄機で振とうした後、2ヶ月程度静置し、イオン交換水混合試料について5条件(含水率98、95、90、80、75重量%)およびNaCl水溶液混合試料について2条件(80、75重量%)についてラマン分光測定を行なった。また、あわせてイオン交換水、0.5M NaCl水溶液および乾燥状態のクニピアF(相対湿度25RH%)の測定も行なった。ラマン測定は反射モードで行ない、測定時の温度は室温で2426
であった。測定の際には試料からの蛍光の低減に注意したが、除去できなかった蛍光についてはベースライン補正を行ない、24004000cm-1の領域でラマンスペクトルを得た。イオン交換水は約3250、3400、3630cm-1にラマン散乱の極大ピークを持ち、3400cm-1のピーク強度が相対的に大きい。複数のピークの存在は、水分子間の複数の水素結合状態があることを示しており、低い波数のピークほど強い水素結合に帰属される。含水したベントナイトのラマンスペクトルは約32003250、3400、3630cm-1にピークがあり、含水率の低下に伴い、3400cm-1に比べ32003250cm-1のピークが相対的に増加している。また、乾燥したクニピアFのスペクトル(dry)は層間水によるもので、3150cm-1のピークが著しく大きい。NaCl水溶液を含水させた試料でも、含水率の低下に伴う、3250cm-1のピークの相対的な増加が認められた。これらのピークは、イオン交換水と同様に
電気事業連合会*
JNC TY1400 2000-001, 464 Pages, 2000/03
JNC-TY1400-2000-001.pdf:16.87MB
再処理施設やMOX燃料加工施設から発生する超ウラン(TRU)核種を含む放射性廃棄物のうち、
核種の濃度が一応の区分目安値(約1GBq/t)を超え、浅地中処分以外の地下埋設処分が適切と考えられる廃棄物(以下、本検討書では「TRU廃棄物」という)については、「高レベル放射性廃棄物の処分方策との整合性を図りつつ、1990年代末を目処に具体的な処分概念の見通しが得られるよう技術的検討を進める」という原子力委員会の方針に従い、これまで関係各機関において研究開発が進められてきた。これらの研究開発成果を集約し、国の総合的なTRU廃棄物の処分方策の策定及び核燃料サイクル事業の円滑な推進に資するため、核燃料サイクル開発機構及び電気事業者等は、「TRU廃棄物処分概念の取りまとめに関する協力協定」を平成9年6月24日に締結し、「共同作業チーム」を編成して平成11年度末を目途にTRU廃棄物処分の具体的方法とその安全性の見通しに関する技術的検討を進めてきた。本技術検討においては、研究開発情報交換会等を通じて外部の意見等を取り込むとともに、国内外の専門家によるレビュー等も受けてきた。本検討書は、これらの検討結果を総合的に取りまとめたものである。本技術検討結果は、平成10年12月に原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会に設置された「超ウラン核種を含む放射性廃棄物分科会」における審議の参考として適宜提供してきた。
菖蒲 信博
JNC TN1400 99-014, 26 Pages, 1999/05
核燃料サイクル開発機構は、国の方針に基づき、高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発の中核的椎進機関として、自ら研究開発を進めるとともに、関係研究機関等の協力を得て2000年前までに研究開発成果の取りまとめ(「第2次取りまとめ」)を行い、これを公表する。既に、平成4年の「第1次取りまとめ」によって、我が国の地層処分の安全確保を図っていく上での技術的可能性が明らかになったが、「第2次取りまとめ」では、地層処分の技術的信頼性を明らかにするとともに、実施主体が処分事業を進める上での処分予定地選定や、将来の安全規制における安全基準の策定に資する技術的拠り所を提示する。「第2次取りまとめ」にあたっては、作業の進捗に応じて成果を積極的に公表し、透明性を確保することが何よりも重要であり、これは地層処分の技術的信頼性に対する、専門家や国民各位の幅広いご理解とご支持を頂くための基礎であると考える。このため、昨年9月には「第2次取りまとめ」の第1ドラフトを国へ報告し、併せて、第5回地層処分研究開発報告会を開催し、専門家や国民各位に進捗状況を報告するとともに、広く意見を聴取した。今般、第1ドラフトに引き続き、更に技術的に詳細な内容を集約した第2ドラフトを取りまとめ、それを最終的な報告書に反映させるため本報告会を開催した。今回は「地層処分研究開発第2次取りまとめの現状と今後」と題して、関係各位の講演や関係研究機関の研究成果の展示発表を頂き、国や関係各機関との密接な協力のもとでの報告会とした。招待講演(1)放射性慶棄物処分方策の現状について科学技術庁原子力局廃棄物政策課長青山伸(2)高レベル放射性廃棄物地層処分の事業化に向けた検討状況について通商産業省資源エネルギー庁原子力産業課長鈴木正徳(3)高レベル放射性廃棄物処分の俯瞰工学東京大学教授鈴木篤之2.第2次取りまとめの進捗状況報告2000年レポートチーム部長増田純男3.パネルディスカッション(地属処分の技術的信頼性)
牛尾 一博*; 安藤 康正; 久保田 和雄; 笹島 晋*
JNC TJ1400 99-026, 217 Pages, 1999/02
現在、我が国においては高レベル放射性廃棄物の地層処分の研究が鋭意進められている。特に核燃料サイクル開発機構(JNC)は当研究に関してこれまで中心的な役割を果たしてきている。また、最近の一般産業界では、環境対策の観点から様々な技術や材料の開発が進めれられており、今後、地層処分研究への適用も考えられる。本研究は、一般産業界で開発された様々な環境関連技術を調査し、地層処分システムヘの適用性を検討することを目的とした。第一に、産業廃棄物の最終処分場で用いられている環境技術を調ベ、かつ最終処分場に関する管理の考え方や適用される規制等についてまとめた。また、最終処分場の特徴や条件についてHLW処分場システムと比較・検討した。第二に、一般産業界で開発・利用されている構造材・耐久材について、その特性を調査し高レベル放射性廃棄物処分への適用性等を検討した。
