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加藤 智子
KURNS-EKR-11, p.19 - 28, 2021/03
我が国の生活圏被ばく線量評価パラメータ設定及びそれに資するデータベース作成にあたって参考となる知見を抽出するため、事業の段階にあるスウェーデンの放射性廃棄物処分安全評価において、生活圏被ばく線量評価の元素固有パラメータをどのように設定しているかを調査した。本調査では、特に、スウェーデンにおける短寿命放射性廃棄物処分の安全評価に関するプロジェクトSR-PSUの生活圏被ばく線量評価での取り扱いを対象とした。
杉田 裕; 蔭山 武志*; 牧野 仁史; 新保 弘*; 羽根 幸司*; 小林 優一*; 藤澤 康雄*; 蒔苗 耕司*; 矢吹 信喜*
Proceedings of 17th International Conference on Computing in Civil and Building Engineering (ICCCBE 2018) (Internet), 8 Pages, 2018/06
本論文は、原子力機構が開発を進めている、地層処分場の設計を合理的に行う設計支援システム(Integrated System for Repository Engineering: iSRE)の開発状況について国際学会において発表するものである。本システム開発の基本的な考え方として、共通のデータモデルを介してプロジェクトの3次元モデル及び関連データを共有するCIM技術を利用している。本論文では、処分事業期間における設計の繰り返しに代表される工学技術についての情報管理の特徴に適合する設計支援システムとして、"iSRE"の機能の検討・設計とプロトタイプの構築、および処分事業で実際に想定される作業を模擬した試行を通じての機能確認について示した。その結果、工学技術に関する情報管理の基礎となり得ると考え検討・設計・試作したiSREのDB機能について、期待していた機能を発揮できる見通しを得るとともに、実用化に向けた課題を抽出した。
稲垣 理美; 早川 美彩; 海老澤 直美; 權田 真幸; 野澤 隆; 板橋 慶造
Proceedings of 18th International Conference on Grey Literature (GL-18), p.24 - 31, 2017/02
インターネットを通じた研究成果情報の共有は全世界的に進歩を続けている。例えば、機関リポジトリによる論文のアーカイブや普及、研究データの公開促進などがある。しかしインターネット上には膨大な情報があるため、これらの研究成果情報への到達可能性が低くなりうるという課題がある。この流通性の課題に対して原子力機構図書館では、次の3点を中心に研究成果の普及に向けて、研究開発成果検索・閲覧システム(JOPSS)の改修を行った。(1)JOPSSのコンテンツへのアクセス方法を強化する、(2)ターゲットとなる利用者にコンテンツを広める、(3)ユーザーインターフェースの改善である。今後も原子力機構の研究開発成果にかかわる様々な情報をより効果的に普及することを目指して、システム改修を継続していく。
稲垣 理美; 早川 美彩; 海老澤 直美; 權田 真幸; 野澤 隆; 板橋 慶造
The Grey Journal; An International Journal on Grey Literature, 13(2), p.123 - 129, 2017/00
インターネットを通じた研究成果情報の共有は全世界的に進歩を続けている。例えば、機関リポジトリによる論文のアーカイブや普及、研究データの公開促進などがある。しかしインターネット上には膨大な情報があるため、これらの研究成果情報への到達可能性が低くなりうるという課題がある。この流通性の課題に対して原子力機構図書館では、次の3点を中心に研究成果の普及に向けて、研究開発成果検索・閲覧システム(JOPSS)の改修を行った。(1)JOPSSのコンテンツへのアクセス方法を強化する、(2)ターゲットとなる利用者にコンテンツを広める、(3)ユーザーインターフェースの改善である。今後はオープンサイエンスの流れの中で、原子力機構の研究開発成果にかかわる様々な情報をより効果的に普及することを目指して、システム改修を継続していく。
榊 利博*; 小松 満*; 竹内 竜史
Vadose Zone Journal (Internet), 15(8), 7 Pages, 2016/08
被引用回数：2 パーセンタイル：9.76(Environmental Sciences)瑞浪超深地層研究所で実施される再冠水試験では、飽和度は回復プロセスを理解するために観測するキーパラメータの1つとなる。本報では、水圧上昇による気泡の圧縮に伴う準飽和帯での飽和度増加のプロセスを取りまとめた。砂試料を用いた室内試験によって水圧上昇と飽和度との関係を計測し飽和過程における気泡の圧縮効果について分析した結果、水圧-飽和曲線はボイルの法則を用いた気泡の圧縮を基に推定された関係に従うことを確認した。この観測結果に基づいて、正圧の範囲での水圧-飽和曲線を定義するための数学モデルを構築した。
杉田 裕; 河口 達也; 畑中 耕一郎; 新保 弘*; 山村 正人*; 小林 優一*; 藤澤 康雄*; 小林 一郎*; 矢吹 信喜*
Proceedings of 16th International Conference on Computing in Civil and Building Engineering (ICCCBE 2016) (Internet), p.1173 - 1182, 2016/07
本論文は、原子力機構が開発を進めている、地層処分場の設計を合理的に行う設計支援システム(Integrated System for Repository Engineering: iSRE)の開発状況について国際学会において発表するものである。本システム開発の基本的な考え方として、共通のデータモデルを介してプロジェクトの3次元モデル及び関連データを共有するCIM技術を利用している。地層処分事業に適用する設計支援システムとしてのiSREの開発目標、設計要件および機能、iSREの基本構造、iSREの具体化として、保存すべきデータモデルの項目とシステム全体の構成、iSREの主要なデータベース、ならびにそれらと外部システム及び外部データベースとの連携を可能とするインターフェースの設計について示す。一部のデータベースとインターフェースの試作を行い、データモデルを作成するとともに、iSREの運用シナリオを想定しつつ、データモデルを用いたiSREの適用性の検討を行い、地層処分事業に適応するiSREの具体的な開発の見通しを得るとともに、iSREが処分場の設計に対して有用であることを確認した。
中山 真一; 森田 泰治; 西原 健司; 大井川 宏之
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
分離変換から発生する放射性廃棄物の量や物理的・化学的性状に基づいて、分離変換が廃棄物管理に及ぼす影響を定量的に評価した。分離後の高レベル廃棄物の容積は、分離しない場合のガラス固化体に比べて3分の1程度に減り、また定置面積は6分の1程度に減ると予想された。定置面積の減少は地層処分場の容量増加を意味する。
大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
高レベル放射性廃棄物の分離変換技術を導入することによる地層処分場の面積低減効果を、燃料組成や再処理までの冷却期間をパラメータとした幾つかの場合について考察した。マイナーアクチノイド(MA)をリサイクルすることによる処分場面積の低減効果は、MOX軽水炉の使用済燃料を長期間冷却する場合において顕著であることがわかった。これは、長寿命で発熱性の高い
Amが蓄積していることに起因する。MAに加えて核分裂生成物を分離することで、UO
燃料,MOX燃料ともに70-80%の処分場面積低減が期待でき、この効果は再処理及び群分離までの冷却期間には依存しないことがわかった。
沢 和弘; 藤川 正剛; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*
JAERI-Research 2001-034, 20 Pages, 2001/05
JAERI-Research-2001-034.pdf:1.68MB
日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料は、燃料棒と六角柱黒鉛ブロックからなる。燃料棒中には被覆燃料粒子を分散した燃料コンパクトが収納されている。被覆燃料粒子は、低濃縮UO
を用いたTRISO被覆燃料である。被覆燃料粒子は核分裂生成物を長時間保持できると考えられており、HTTR燃料の長期保管又は廃棄中の核分裂生成物放出挙動を計算により検討した。一方、我が国の基本方針では使用済燃料はすべて再処理することとなっているため、HTTR燃料をPurex法で処理するための前処理工程のうち、黒鉛とCO反応及びジェットグラインド法による前処理工程のレヴューを行うとともに、燃料の製造工程において実施した、燃焼-破砕-浸出法による燃料コンパクトからのウラン回収実績データの検討を行った。
大越 実; 阿部 昌義; 吉森 道郎; 坂井 章浩
Proc. of Waste Management'98 (CD-ROM), 5 Pages, 1998/00
日本では、全ての放射性固体廃棄物は、埋設処分をすることが基本となっている。しかしながら、原子炉の運転及び廃止措置に伴って発生する、高放射化廃棄物についてはその具体的な処分方針が決定されていない。これらの放射性廃棄物の安全かつ合理的な処分方策の確立に資するため、高放射化廃棄物の発生量及び放射能量の推定、大型処分容器及び処分施設の概念設計並びに安全解析を行った。その結果、放射能レベルに応じて3種類の鋼板または鋳鉄製処分容器を用いた場合に、19基のPWRと23基のBWRの運転及び廃止措置に伴って発生する高放射廃棄物を収納した廃棄物パッケージの総容積は約27,000m
、重量は約196,000トンとなった。また、トンネル型処分施設とサイロ型処分施設について概念設計を行い、その安全性を評価した結果、いずれの施設においても安全に高放射化廃棄物を処分できる見通しが得られた。
村岡 進; 原田 誠*; T.H.Pigford*
JAERI-M 9184, 39 Pages, 1980/11
地層処分された高レベル放射性廃棄物中の放射性核種が、処分場から浸出し、地下水により地中を移行する際、核種と岩石あるいは核種と地下水中の成分が反応し反応生成物をつくるいわゆる鉱物化の起ることが考えられる。この研究では、鉱物化を考慮した核種の地下水中から、生物環境に至る核種の移行について、理論的、解析的に予測する計算コードの開発を試みた。具体的には、局所的に平衡吸着過程が成り立つとの仮定のもとに、一部不可逆鉱物化を考慮した核種の地下水中の移行方程式について、リカーシブな解を求め、ついで、任意の核種源の存在とステップリリースの条件の下に、3核種崩壊チェーンのそれぞれの核種についての解析解を求め、典型的な計算例を示した。
西原 健司; 牧野 仁史; 小尾 繁*
no journal, ,
ImPACTプロジェクトでは、他プログラムで行われているマイナーアクチノイド(MA)の核変換に加えて、長寿命核分裂生成物(LLFP)の核変換が開発されている。MA, LLFP, 発熱性核分裂生成物(Sr-90, Cs-137)が高レベル廃棄物(HLW)から除去された場合、HLWの処分に対する劇的な効果が期待できる。本研究では放射性核種の輸送解析により、(1)核変換後の廃棄物を従来HLW用に設計された地層処分場に処分、及び、(2)核変換後の廃棄物を使用済燃料集合体のハル・エンドピース等の低レベル放射性廃棄物用に設計された余裕深度処分場に処分した場合の効果を評価した。結果として、(1)の解析では公衆被ばく線量の低減が見られ、(2)の解析では被ばく線量は十分に小さかった。
大友 章司*; 広瀬 幸雄*; 大澤 英昭; 大沼 進*
no journal, ,
サイト選定手法(科学的安全性の要件で選定、地域振興を望む地域から選定、社会経済的要件で選定、科学的安全性と社会経済的要件から選定)が高レベル放射性廃棄物の地層処分施設の立地受容に与える影響を確認することを目的として、シナリオ実験を行った。その結果、選定される地域と住居との関係が弱まることにより、社会的受容が高まるといったNIMBY現象が確認された。また、科学的安全性の要件で選定された場合、選定された地域と住居との関係は緩和され、より立地を受容する傾向を示した。
in the presence of adsorbed phthalic acid熊谷 友多; Jonsson, M.*
no journal, ,
使用済核燃料の直接地層処分では、地下水が処分システム内に浸食し、最終的には燃料と接触することが想定されている。地下水と接触した燃料の表面では、水の放射線分解の作用により、二酸化ウラン母材が徐々に酸化され、水に溶解する。地下水中には天然の有機物が含まれることから、本研究ではフタル酸をモデル物質として、有機物の吸着が二酸化ウランの溶解反応にどのような影響を及ぼすのかを実験により調べた。まず、フタル酸水溶液中では、二酸化ウラン表面へのフタル酸の吸着が生じ、フタル酸の濃度が高い場合には吸着量は表面の80%に達した。フタル酸の吸着した二酸化ウランに対して、水の放射線分解の模擬として過酸化水素を反応させる実験を行ったところ、高い吸着量に反して、吸着質を含まない水溶液中と同程度のウランの溶解が観測された。この結果から二酸化ウランの表面酸化反応はフタル酸の吸着の影響をほとんど受けないことが分かった。
Hu, Q. H.*; Zhang, T.*; Shen, Y. Q.*; 舘 幸男; 深津 勇太; Borglin, S.*; Chang, C.*; Hampton, J.*
no journal, ,
In a deep geological repository of high-level nuclear wastes, the near-field systems consist of waste packages, buffer materials, and natural barrier systems. It is expected that the initial thermal loading after waste emplacement will last several hundred years. It is important to investigate the effects of this thermal loading on the near-field components under in situ stress conditions, in terms of thermal-hydrological-mechanical-chemical (THMC) processes and subsequent radionuclide retention and migration. Preliminary tests have been performed via integrated combinations of buffer materials and host rocks, at nm-dm scales, subjected to a range of elevated temperatures under true-triaxial conditions, which is complemented by a suite of nano-petrophysical characterization approaches such as small-angle neutron/X-ray scattering techniques to quantify total pore space and sample size-dependent effective porosity. For multiple-approach radionuclide retention and migration tests before- and after-THMC experiments, a complementary range of tests will include batch, column, and gas diffusion for granular samples, as well as gas/liquid diffusion and fractured core transport tests for intact rock samples under different temperature and pressure conditions.
