Development of modeling methodology for hydrogeological heterogeneity of the deep fractured granite in Japan

尾上 博則; 石橋 正祐紀*; 尾崎 裕介; 岩月 輝希

International Journal of Rock Mechanics and Mining Sciences, 144, p.104737_1 - 104737_14, 2021/08

https://doi.org/10.1016/j.ijrmms.2021.104737

本研究ではMIUの深度500mの坑道を事例として亀裂性岩盤のモデリングの方法論について検討した。その結果、割れ目のトレース長分布の再現性に基づいて、割れ目の地質学的パラメータだけでなく水理学的パラメータも推定することができる割れ目のモデル化手法を開発した。本モデル化手法を適用することで、岩盤が有する割れ目の統計的な特性を精度よく再現できるDiscrete Fracture Network (DFN)モデルを構築することが可能となった。また、割れ目の分布位置や透水性を調査データに基づき修正するコンディショニング手法を適用することで、特定の場所のローカルな割れ目特性の評価が可能であることを実証した。さらに、亀裂性岩盤の水理学的な不均質性をモデル化するために必要な原位置調査と調査データとの関係を明らかにするとともに、日本の地層処分事業に資する有益な知見として、DFNモデルを用いた地下施設建設段階の現場調査とモデリング,処分パネル設計の考え方を提案した。

Study on heterogeneous minor actinide loading fast reactor core concepts with improved safety

大釜 和也; 大木 繁夫; 北田 孝典*; 竹田 敏一*

Proceedings of 21st Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2018) (USB Flash Drive), p.942 - 947, 2018/09

A core concept of minor actinides (MAs) transmutation with improved safety was designed by applying sodium plenum and axially heterogeneous configuration. In this study, heterogeneous MA loading methods were developed for the core concept to explore the potential of further improvement of MA transmutation amount and "effective void reactivity" which was introduced by assuming the axial coolant sodium density change distribution for the unprotected loss of flow accident. By investigating characteristics of heterogeneous cores loading MA in different radial or axial positions, preferable MA loading positions were identified. The core loading MA in the radial position between inner and outer core region attained the largest MA transmutation amount and lowest maximum linear heat rate (MLHR) among heterogeneous cases. The lower region of the core was beneficial to improve the effective void reactivity and MLHR maintaining the nearly same MA transmutation amount as that of the homogeneous core. The radial blanket region was also useful to increased MA transmutation amount without deterioration of the effective void reactivity.

Development of a back analysis method for the estimation of in situ stress based on the measured convergence in the Horonobe Underground Research Laboratory

青柳 和平; 亀村 勝美*; 名合 牧人*; 菅原 健太郎*; 松原 誠*

Proceedings of ITA-AITES World Tunnel Congress 2017 (WTC 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

高レベル放射性廃棄物地層処分場の建設において、地下坑道の設計の高度化に資するために、処分場周辺の初期地圧状態の情報が重要である。これまで、初期地圧計測は、国内外の多くの現場で行われてきたが、評価結果のバラつきは大きいことがしばしばある。そのため、坑道の支保設計への反映が難しいという問題がある。この背景を踏まえ、本研究では、坑道で取得された内空変位計測結果に基づき、広域的な地圧状態を推定するための逆解析手法を構築することを目的とした。解析には、幌延深地層研究センターの深度350mの周回坑道において、様々な方向で計測された内空変位のデータを使用した。また、解析モデルには、周回坑道周辺の断層や不連続面を取り入れ、地質構造の影響も含めて詳細な検討を行った。解析による地圧の推定結果は、地下施設建設前に実施した水圧破砕法による測定結果に概ね整合するものであったため、広域地圧状態の推定における本手法の適用可能性が示された。

MOX粉末体系の臨界性に対する粒子粒径の影響

高橋 聡*; 奥野 浩; 三好 慶典

JAERI-Tech 2005-056, 51 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-056.pdf:2.92MB

ウランとプルトニウムの混合酸化物燃料(以下、MOX燃料)加工施設において取り扱われる燃料の粒子粒径20m以下では、非均質体系が均質系としてモデル化が可能であるか否かを検討した。まず、MOX燃料の均質体系で無限増倍率を計算して、各Pu富化度の最適減速条件を求めた。MOX燃料の非均質体系において水素対重金属原子個数比H/M固定条件で、立方体単位セル内の燃料球直径を変化させる臨界計算を実施して、100m以上の燃料球直径では共鳴を逃れる確率が高くなることを検証した。臨界条件等の解析は連続エネルギーモンテカルロコードMVPIIと評価済核データJENDL-3.3の組合せを用いて実施した。ここに、これらの計算の詳細を公開する。これらの計算結果は、「臨界安全ハンドブック」の改訂等に利用される予定である。

Status of fuel transmutation programmes in Japan and France; Lessons drawn from results

荒井 康夫; Pillon, S.*

Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 9 Pages, 2004/06

日本及びフランスにおけるこれまでのMA核変換用燃料に関する研究をレビューして、今後の研究課題について議論した論文である。ADSに代表される専用システムに用いる燃料,FBRの炉心燃料に少量のMAを混入させた燃料,FBRの炉心燃料とは別に高濃度のMAを含むターゲットとして用いる燃料それぞれについて、両国で実施してきた製造,物性,照射及び再処理研究から導かれた結果と国際協力を含めて進行中,計画中の試験について幅広く紹介する。

Criticality safety benchmark experiment on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 28-cm-thickness slab core

山本 俊弘; 三好 慶典; 菊地 司*; 渡辺 庄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.789 - 799, 2002/07

https://doi.org/10.3327/jnst.39.789

10%濃縮の硝酸ウラニル水溶液の第2シリーズの臨界実験をSTACYでの28cm厚平板炉心タンクを用いて行った。ウラン濃度を464から300gU/Lまで変化させて系統的な臨界データが取得された。本報告書では、水反射体付き及び反射体なしの条件で計13の臨界体系について評価を行った。実験誤差の実効増倍率への影響を感度解析により求めた。計算モデルを構築するのに必要な、ベンチマークモデルを提示した。ベンチマークモデルに含まれる不確かさは約0.1%kとなった。13の臨界体系はベンチマークデータとして認定できる。これらのベンチマークデータを用いて、標準的な計算コード,核データを用いたサンプル計算の結果も示す。

多孔質岩盤中の水理/核種移行解析評価プログラムの理論的背景と使用方法の整備

白川 敏彦*; 畑中 耕一郎

JNC TN8400 2001-027, 131 Pages, 2001/11

JNC-TN8400-2001-027.pdf:0.8MB

不均質多孔質岩盤中の水理/核種移行解析における入出力データ、実行手順を基本マニュアルとして取りまとめることを目的として、既存の不均質透水係数場作成コードの理論的背景と3次元水理解析コード、核種移行経路抽出コード、1次元核種移行計算コードからなる水理/核種移行解析プログラムの使用方法について調査した。本報告書では、調査結果に基づいて不均質透水係数場の作成に関する地質統計学的背景を説明した。さらに、不均質透水係数場作成プログラムおよび水理/核種移行解析プログラムのファイル構成、入出力データ、実行方法、実際の計算例を記載した。以上のように既存の不均質透水係数場作成コードおよび水理/核種移行解析プログラムの理論的背景と使用方法についてまとめることにより、上記の計算プログラムによる解析方法を手順化することができた。また、本報告書でまとめられた情報を活用することにより、自由に不均質多孔質岩盤をモデル化して水理/核種移行解析をすることが可能になった。

MACROIIによる単一孔注水・揚水型トレーサー試験データの解析

白川 敏彦*; 金澤 康夫*; 畑中 耕一郎

JNC TN8400 2001-012, 69 Pages, 2001/04

JNC-TN8400-2001-012.pdf:6.87MB

地層処分研究の天然バリア中の核種移行に係わる不均質岩盤中における巨視的分散現象を解明するために、多孔質媒体水理トレーサー試験装置(以下、「MACROII」と記す)を用いて、多孔質媒体槽内にガラスビーズを用いて不均質場を人工的に作成し、種々の条件を設定したうえで、数多くのトレーサー試験を実施してきた。今回は室内試験における分散長のスケール依存性を調べることを目的として、媒体槽を水平状態に固定し、不均質場の任意の位置に設置した単一孔を使用して注水・揚水型トレーサー試験を実施した。試験は、不均質場内に設置した注水・揚水型トレーサー試験に使用する単一孔の位置及び注入流量・注入時間を変えることによって、2地点において各々9ケース、6ケースの全15ケースを実施した。本試験で測定された揚水時の破過曲線を解析解でフィッティングし、巨視的分散長を算定した結果、15ケースのうち12ケースについて不均質場を代表する分散長を得ることができた。算定した分散長、注入・揚水流量および不均質特性の関連について検討した結果、以下の事項が判明した。・算定された分散長と単一孔周辺に広がった濃度フロントの平均半径との関係は、濃度フロントの平均半径が大きくなるにしたがって分散長がほぼ単調増加する傾向が確認できた。・トレーサーを注入・揚水する単一孔を2地点選び試験を実施したが、単一孔周辺の透水性が小さくなっている場合には分散長は大きくなり、単一孔周辺の透水性が大きくなっている場合には分散長は小さくなる傾向が確認された。・フィッティングの精度が悪く分散長が算出できなかった3ケースについては、濃度フロントに分散が著しく小さい箇所が存在する可能性があることがわかった。

水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿

JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB

水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。

亀裂性岩盤を対象とした天然バリア中の核種移行解析

澤田 淳; 井尻 裕二; 坂本 和彦*; 亘 真吾

JNC TN8400 99-093, 58 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-093.pdf:11.24MB

本報告書は、地層処分研究開発の第2次とりまとめ(わが国における高レベル放射性廃棄物の地層処分の技術的信頼性)の天然バリア中核種移行評価に資することを目的に、亀裂特性の不均質性を考慮した核種移行評価手法について検討した結果をとりまとめたものである。解析評価においては、100メートルスケールの亀裂性岩盤を対象に、3次元亀裂ネットワークモデルならびに1次元モデルの重ね合わせ手法を用いた。亀裂ネットワークモデルを用いた核種移行解析の結果、核種移行率はリアライゼーション毎に異なるものの、数10個のリアライゼーションを用いることでその統計的な傾向を捕らえることが可能で、かつその信頼区間を評価することができることがわかった。また、設定した基本ケースのデータ設定の範囲においては、亀裂構造に関わるパラメータ(亀裂密度、半径等)が100mスケールの核種移行遅延効果に与える影響は小さいことがわかった。核種移行遅延効果に対して影響が大きい透水量係数の不均質性に着目した1次元モデルの重ね合わせ手法を用いて解析した結果が亀裂ネットワークモデルを用いた解析結果にほぼ近似できることがわかった。ただし、本手法の適用においては、移行経路特性の核種移行遅延効果に対する影響を把握した上で適用することが肝要と考えられる。さらに、3次元亀裂ネットワークの結果が1次元モデルの重ね合わせにより近似できることから、亀裂ネットワーク構造内における処分坑道から下流側断層に至る大きな亀裂が核種移行評価上重要な役割を果たすことが示された。