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青柳 孝義*; 三原 守弘; 田中 益弘*; 奥津 一夫*
JNC TN8400 99-058, 55 Pages, 1999/11
TRU廃棄物処分施設内に定置される廃棄体には、廃棄体自身に空隙を有するものがある。また、セメント系材料が候補材料となるコンクリートピットや充填材においてもそれらの成分溶出に伴う空隙発生が想定される。これらの空隙が潰れ緩衝材(ベントナイト)内部に体積変化(減少)が生じた場合、ベントナイトの膨潤にともなうベントナイトの密度の低下、すなわち透水性の増大によって、あるいは十分な膨潤が得られないことによる空隙の不完全閉塞によって、ベントナイト中での拡散支配が担保されないことが考えられる。そこで本研究では、保守的な想定のもとにベントナイト内部の体積変化について解析を行うとともに、ベントナイトの自己シール性、最大膨潤率、密度分布変化について実験を行い、体積変化に対する人工バリアシステムの健全性評価を行った。評価に先立ち、発生する空隙を保守的な想定に基づいて算出した。この値を用いて緩衝材が均一に膨潤して閉塞すると想定した場合の緩衝材の密度を求め、ベントナイトの密度と透水係数の関係を示す既存の研究成果から得られる透水係数により、既存の人工バリア仕様の場合は、緩衝材内部において拡散支配と成り得ることを確かめた。次に上記の保守的な空隙を想定した場合、拡散支配を維持するのに必要な透水係数が実際のベントナイトの膨潤において担保されるかを確認するための試験を行った。その結果、Na型ベントナイトでは、拡散支配を担保するのに十分な膨潤性能を確認することができた。しかし、Ca型化ベントナイトでは、Na型ベントナイトに比してその膨潤性能は1/6以下と大きく低下し、本研究で想定した空隙量に基づいた場合、透水係数の増加により拡散支配が担保されず、処分システムに影響を及ぼす可能性があることがわかった。今回の検討結果より、今後も体積変化に対する人工バリアシステムの健全性能評価について、その対処方法や評価方法の検討を行う必要があると考えられる。
高治 一彦; 鈴木 英明*
JNC TN8400 99-041, 76 Pages, 1999/11
緩衝材には、止水性、自己シール性、核種収着性、熱伝導性、化学的緩衝性、オーバーパック支持性、応力緩衝性等が長期にわたり維持されることが期待されている。これらの機能を比較的満足し得る材料として、天然に産する粘土が注目され、中でも圧縮されたベントナイトは、非常に低い透水性による水の動きの抑制、水の浸潤に伴い膨張し圧縮ベントナイト中の間隙や隣接する岩盤中の割れ目への充填、陽イオン核種を収着する陽イオン交換能を有している等の点で優れており、緩衝材として最も有力であると考えられている。サイクル機構では地層処分研究の一環として、人工バリア技術開発および安全評価の基礎データとするために緩衝材の特性に関する研究を進めている。本報告書は、緩衝材としての圧縮ベントナイトの力学特性の把握を目的として、圧裂試験、一軸圧縮試験、一次元圧密試験、圧密非排水三軸試験、圧密非排水三軸クリープ試験についての手順、試験条件、結果および考察について、これまで取得されていなかった物性や、既報を補完するための追加試験等に関してまとめたものである。圧裂試験結果よりケイ砂混合率、乾燥密度と引張強度の関係等、一軸圧縮試験結果より含水比、乾燥密度と一軸圧縮強度、弾性係数の関係等、一次元圧密試験結果より圧密応力と間隙比の関係等、圧密非排水三軸試験結果より有効拘束圧毎の応力経路等、圧密非排水三軸クリープ試験より、載荷応力毎のひずみ速度の経時変化等を把握することができた。
片岡 一; 高津戸 裕司; 野口 好一; 宮川 俊一
PNC TN9410 98-076, 89 Pages, 1998/07
高速実験炉「常陽」の炉心におけるオンライン計装照射のためには、計測線付き集合体(INTA)で代表されるように、配線上の制約から照射集合体とその上部機構を一体構造にした長尺な装置が用いられている。もし、照射集合体の頂部にナトリウム中コネクタを設けて照射装置を分離構造にできれば、上部機構を再利用することにより照射試験の経済性が向上し、原子炉燃料交換時の装置待避が容易になって作業期間の短縮が期待できる。このため、ナトリウム環境中に適用できるコネクタ機構を動燃独自で考案し、昭和63年度から平成7年度にかけて、実用化のための開発研究を進めてきた。先行例のないコネクタ機構であるため、要素試験、水中部分モデル試験と手順を踏みつつ設計仕様を固め、ナトリウム中部分モデル試験では、ナトリウムのブロー除去等の基本的な成立性が実証できるほどに開発が進んだ。しかし、ナトリウムと高温環境の影響により、電気絶縁体であるセラミックスと電極金属の間で剥離が生じ、構造上のバウンダリーが確保できないという問題も明らかになった。この問題解決のため、セラミックスにはナトリウムとの共存性が期待できるサファイヤ、高純度アルミナ、窒化珪素等を選択し、電極材料にはステンレス鋼、コバール(Fe-Ni-Co合金)他、数種の材料を選択してそれらを組み合わせ、ロー付け材料やメタライズ材料、さらにはロー付け部の形状を変えて性能評価を行ったが、満足できる結果は得られなかった。以上の開発は、大手セラミックスメーカーの最新技術による協力を得て進めてきたものであるが、ナトリウム中コネクタにおけるセラミックスの接合技術を確立する見通しが立たず、ここに考案したナトリウム中コネクタの開発は、1997年での本報告書のまとめをもって中断することとなった。
not registered
PNC TJ1150 96-001, 192 Pages, 1996/02
高レベル放射性廃棄物地層処分の人工バリアの仕様の合理化、信頼性の向上をめざした設計検討及び各種試験設備の検討を行った。複合オーバーパックに関しては、複合方式の要件、耐食層接合手法、ハンドリング概念、遮蔽性、について検討を行った。人工バリアの信頼性向上のための試験設備の検討に於いては、TIG溶接、及び電子ビーム溶接の技術開発課題の整理、非破壊検査を主体とした溶接検査手法、及び溶接試験設備の基本仕様の検討を、炭素鋼オーバーパックの溶接を念頭において行った。また、人工バリアの機械的安全性の研究として、処分場におけるせん断事象とその解析手法を調査して、この事象の予備的解析を計算コードを用いて実施すると共に、せん断試験設備の基本仕様の検討を行った。そして、これら溶接、及びせん断試験設備の他に、オーバーパックの耐圧、緩衝材の施工、及び坑道のシーリング性能、を加えた5つの試験設備の概念検討を行って、試験施設全体の概念をまとめた。
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PNC TJ1600 95-001, 43 Pages, 1995/03
本研究の目的は、幾つかあるシーリング技術の内で、高い遮蔽性能を持つ耐圧プラグを取り上げ、プラグに期待される次の2つの機能について、それらの具体的な評価方法の指針を得ることにある。1)プラグの奥の坑道で発生する圧力に対し、破損することなく耐える。2)プラグの奥の坑道に閉じこめられている水やガスが手前の坑道に湧出する量を低減する。プラグはそれ自体だけで上記の機能を発揮するのではない。プラグの打節されている坑道を取り巻く岩盤、ならびに、岩盤とプラグ間の接合面の3つの要素から構成された構造物(これをプラグ構造体と名付ける)がプラグの機能を規定する。とりわけ、接合面は上記2つの性能に決定的に影響する。そこで、接合面の特性の把握に研究の力点を置くことにした。まず、プラグ構造体模型の接合面微視的構造をレプリカ法によって観察し、この面の透水係数が大きく、強度・剛性が小さいことを示唆する結果を得た(2章)。接合面の力学特性については、昨年に実施した強度特性の調査に続いて、本年度は、剛性の測定方法について研究を進めた。CCDカメラを応用した測定方法を開発し、これを用いて、接合面の応力-相対変位線図を得ることに成功した(3章)。円柱形プラグを対象に接合面の強度特性を考慮した応力解析を行い、次のような結果を得た。プラグの一端に作用する圧力の増加に伴い、これに接する接合面から引張破壊が生じる。一端、破壊が発生すると、引張破壊が接合面を他端まで不安定に進行する(4章)。プラグ構造体の浸透性を明らかにするために、トランジェントパルス法をプラグ構造体の模型に応用した。理論的には、この方法で、接合面の透水係数を測定することができる。しかし、供試体の寸法が大きいと、完全に含水飽和させることが極めて難しく、トランジェントパルス法を適用できないことがわかった。そして、この問題を克服する方法を提案した(5章)。
福本 雅弘; 宮本 陽一; 中西 芳雄
PNC TN8420 92-017, 102 Pages, 1992/09
平成3年7月30日 原子力委員会 放射性廃棄物対策専門部会 がとりまとめた「TRU核種を含む放射性廃棄物の処理処分について」のなかで,固化体の品質保証技術開発が具体的研究開発課題として示されたことなどからも明らかなように,放射性廃棄物の処分の観点から廃棄体(固型化した廃棄物及びその容器)の品質保証技術を確立することが現在重要となっている。よって,ここでは,海外における廃棄体の処分場受け入れ基準及び処理施設における品質保証方法の状況を文献調査し,今後の検討の参考に資するものとした。また,以下の文献については,邦訳をAppendixに付した。Appendix 1:Requirements on Radioactive Wastes for Disposal(Preliminary Waste Acceptance Requirements,November l986)-Konrad Repository-,PTB-SE-17,ISSN 0721-0892, ISBN 3-88 314-614-5,P.Brennecke,E.Warnecke,1987Appendix 2:TRU Waste Acceptance Criteria for the Waste Isolation Pilot P1ant,WIPP/DOE-069 Revision 3,1989 尚,参考として,日本の原子炉施設を設置した工場又は事業所において生じた廃棄体が満たすべき要件についてまとめた。
落合 健一
PNC TN8430 92-002, 32 Pages, 1992/06
本書は,グローブボックスのリーク率検査法について新しい提案を述べたものである。その方法については本文で詳細に述べるが,原理的には従来の「洩れなし容器法」の概念を発展させたもので,以下の特徴を有するものである。(1) 洩れなし容器と検査対象であるグローブボックスとは接続しないで測定する。(2) 一つの洩れなし容器を基準とし,同時に並行して複数のグローブボックスのリーク率を測定することができる。(3) 本法による測定誤差の大きさは「洩れなし容器法」よりも大きく,「大気圧比較法」よりも小さい。本法によるリーク率測定のための測定原理,適用の方法などについて本文中で述べている。なお,本法を他の方法と区別するために「洩れなし容器基準法」と称することにする。
井岡 郁夫*; 加治 芳行; 宮本 喜晟; 西口 磯春*
Nucl. Eng. Des., 137, p.259 - 266, 1992/00
被引用回数：6 パーセンタイル：53.1(Nuclear Science & Technology)高温で外圧力を受ける伝熱管のクリープ破壊時間に及ぼす初期偏平率、肉厚及び圧力レベルの影響について、実験的及び解析的に検討を行った。汎用有限要素法コードABAQUSによる解析結果は、クリープ変形及びクリープ破壊時間ともに実験結果とよく一致した。また、破損試験体の供用後試験を行った結果、試験体の外面にクリープ破壊によって発生した多数のき裂が観察されたが、貫通していなかった。したがって、全ての試験体において破損したにもかかわらず気密性が保たれていることが確認できた。
山林 尚道; 四方 英治; 正木 典夫; 岡根 章五
日本原子力学会誌, 16(5), p.276 - 281, 1974/05
原子炉内照射中、放射性気体を発生したり、蒸気圧が高くなる物質を安全に照射するために、冷却圧接法(cold weld)による原子炉照射用気密・耐圧アルミニウム製試料容器を数種製作した。これらの容器について、容器材質やダイスの構造を検討するとともに、冷間圧接後の気密性と耐圧強度を、室温・高温下・落下衝撃後・原子炉照射後などの条件下で試験した。その結果、気密性は高温下以外いずれの条件下でも十分信頼性が高く、製作した容器の95%以上はヘリウム漏洩試験法で検出限界(1
10
atm・cc/sec)以下であった。耐内圧強度実験値はラップ圧接型容器では、容器蓋板の強度を求める計算式と、引抜圧接型容器では円筒の破壊圧力を求める計算式と、室温から300
C以上にわたって良く一致した。
