地層処分におけるガラス固化体性能に関する研究開発の進捗状況

Progress of R&D for geological disposal of vitrified waste

松原 竜太*; 藤崎 淳*; 石田 圭輔*; 石黒 勝彦*; 稲垣 八穂広*; 大窪 貴洋*; 三ツ井 誠一郎  ; 岩田 孟 ; 関根 伸行*

Matsubara, Ryuta*; Fujisaki, Kiyoshi*; Ishida, Keisuke*; Ishiguro, Katsuhiko*; Inagaki, Yaohiro*; Okubo, Takahiro*; Mitsui, Seiichiro; Iwata, Hajime; Sekine, Nobuyuki*

放射性物質の溶出を抑制することで、長期間にわたり放射性物質を地層処分施設に閉じ込める機能(安全機能)が期待されている。そのため、安全機能の程度を評価(性能評価)することは、処分場の安全性を確認するうえで重要である。この発表では、ガラス固化体の溶解速度に影響し得る重要なプロセスに関する理解、およびガラス固化体の長期挙動に関するモデルの高度化に向けた研究開発の状況を紹介する。

Restriction of radionuclide release by low dissolution rate is expected for the vitrified waste as a one of safety functions of the geological disposal system. In order to assess the performance of vitrified waste, it is important to understand how its safety function works under the environmental condition of a deep geological repository. This presentation provides the recent progress on the R&D to improve the current understanding of the key processes affecting glass dissolution rate and the predictive modeling of long-term behavior of the vitrified waste.