概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化; NUMO-JAEA共同研究報告書(2011年度)(共同研究)

Enhancement of the methodology of repository design and post-closure performance assessment for preliminary investigation stage; Progress report on NUMO-JAEA collaborative research in FY2011 (Joint research)

柴田 雅博 ; 澤田 淳 ; 舘 幸男  ; 牧野 仁史 ; 早野 明  ; 三ツ井 誠一郎  ; 谷口 直樹 ; 小田 治恵  ; 北村 暁  ; 大澤 英昭  ; 仙波 毅 ; 日置 一雅 ; 亀井 玄人 ; 江橋 健*; 窪田 茂*; 黒澤 進*; 後藤 淳一*; 後藤 考裕*; 石井 英一*   ; 稲垣 学*; 守屋 俊文*; 鈴木 覚*; 大井 貴夫* ; 市原 貴之*; 石田 圭輔*; 石黒 勝彦*; 土 宏之*

Shibata, Masahiro; Sawada, Atsushi; Tachi, Yukio; Makino, Hitoshi; Hayano, Akira; Mitsui, Seiichiro; Taniguchi, Naoki; Oda, Chie; Kitamura, Akira; Osawa, Hideaki; Semba, Takeshi; Hioki, Kazumasa; Kamei, Gento; Ebashi, Takeshi*; Kubota, Shigeru*; Kurosawa, Susumu*; Goto, Junichi*; Goto, Takahiro*; Ishii, Eiichi*; Inagaki, Manabu*; Moriya, Toshifumi*; Suzuki, Satoru*; Oi, Takao*; Ichihara, Takayuki*; Ishida, Keisuke*; Ishiguro, Katsuhiko*; Tsuchi, Hiroyuki*

原子力機構(JAEA)と原子力発電環境整備機構(NUMO)は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて、原子力機構が蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定するとともに、必要な開発課題と今後の計画を明らかにすることを目的として、2011年度に共同研究を実施した。実施テーマと概要は以下の通り。(1)対象母岩の選定に関する検討:母岩特性のうち水理に着目し、母岩特性を評価するための項目、及び地下水移行時間の評価手法について、地質環境の調査・評価と関連付けたうえで整理した。(2)シナリオの構築に関する検討:シナリオ構築手順を具体化するとともに、ガラス固化体の溶解と核種の浸出、オーバーパックの腐食、緩衝材の長期変遷について、現象理解に関する最新の知見を構造的に整理した。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討:緩衝材の分配係数と拡散係数、母岩の分配係数を対象として、パラメータ設定の方法論を検討し、その方法論に従った試行を行った。(4)知識情報の品質確保に関する検討:知識情報の品質を確保するための考え方や手法を、(2)シナリオの構築で検討した状態設定に対する論拠に関する情報を例として検討した。

JAEA and NUMO have conducted a collaborative research work which is designed to enhance the methodology of repository design and performance assessment in preliminary investigation phase. The topics and the conducted research are follows; (1) Study on selection of host rock: in terms of hydraulic properties, items for assessing rock property, and assessment methodology of groundwater travel time has been organized with interaction from site investigation. (2) Study on development of scenario: the existing approach has been embodied, in addition, the phenomenological understanding regarding dissolution of and nuclide release from vitrified waste, corrosion of the overpack, long-term performance of the buffer are summarized. (3) Study on setting nuclide migration parameters: the approach for parameter setting has been improved for sorption and diffusion coefficient of buffer/rock, and applied and tested for parameter setting of key radionuclides. (4) Study on ensuring quality of knowledge: framework for ensuring quality of knowledge has been studied and examined aimed at the likely disposal facility condition.