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論文

地層処分人工バリアの設定値に関する考察,1; ガラス固化体の溶解寿命

大江 俊昭*; 若杉 圭一郎

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(1), p.27 - 32, 2017/06

地層処分におけるガラス固化体の溶解寿命を再評価した。我が国での地層処分の技術的可能性を論じた報告では、時間と共に処分温度が低下することや表面積が減少することなどを無視しているため、ガラス固化体の溶解寿命は約7万年と過小評価されている。しかし、これらの変化は物理的に確実に起こるものであるので、これらを無視せずに再評価を試みた。表面積の変化を考慮するために亀裂を有するガラス固化体を3つのモデル、すなわち、単一平板、単一粒径の小球群、べき乗粒径分布を持つ小球群、で表現した。すべてのモデルの全体積は円柱状のガラス固化体と同じで、製造時の割れを考慮して全表面積は円柱状のそれの10倍とした。寿命評価の結果、初期量の50%が溶解するまでの時間は、3つのモデルとも10万年を超え、溶解寿命は26-70万年となった。これから、従来の評価ではガラス固化体が核種を保持する能力が過小評価されていることが判った。

論文

逐次放射性壊変式との類似性に着目した崩壊連鎖を含む放射性核種の多孔質媒体中移行定常解の簡易表現

高橋 裕太*; 大江 俊昭*; 若杉 圭一郎

東海大学紀要工学部, 56(2), p.21 - 26, 2016/00

Simple equations of radionuclide chain migration in semi-infinite porous medium are presented. The exact mathematical expressions on the non-steady migration of nuclides in radioactive decay chains have complex structures and are impractical for quick check of the hazardous impacts driven by the chain migration. The maximum hazard is, actually, a main interest and that maxima can be given by a steady concentration. For this interest, rather simple equations which indicate the maximum concentrations of parent, daughter and grand-daughter nuclides are given for the three different constant boundary conditions; Dirichlet, Neumann, and Robin conditions. The equations are quite similar to the sequential radioactive decay formulas and applicable to overview the effect of the parameter variations such as groundwater flow, sorption characteristics, hydrodynamic dispersion, etc.

論文

Burning of MOX fuels in LWRs; Fuel history effects on thermal properties of hull and end piece wastes and the repository performance

平野 史生; 佐藤 正知*; 小崎 完*; 稲垣 八穂広*; 岩崎 智彦*; 大江 俊昭*; 加藤 和之*; 北山 一美*; 長崎 晋也*; 新堀 雄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(3), p.310 - 319, 2012/03

AA2011-0278.pdf:0.56MB

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

軽水炉から取り出したMOX使用済燃料を再処理した後に発生するハルエンドピース廃棄体について、地層処分に対する廃棄体の発熱の影響を検討した。MOX使用済燃料の発熱率と、その再処理後に生じるハルエンドピース廃棄体の発熱率は、MOX燃料を軽水炉に装荷する前の履歴に依存して変化する。ここでの履歴とは、再処理してプルトニウムを取り出す前のウラン燃料の燃焼度,冷却期間、及び再処理後に製造されたMOX燃料の貯蔵期間を指す。これらMOX使用済燃料の再処理に伴い発生するハルエンドピース廃棄体の発熱率は、使用済ウラン燃料を長期に渡り冷却した後に(例えば50年間)再処理し、MOX燃料を製造する場合等においても、燃焼度45GWd/tのウラン燃料の再処理で発生するハルエンドピース廃棄体と比較すると極めて高い。こうした廃棄体をセメント固化して地層処分する場合、セメントの温度上限値を80$$^{circ}$$Cとし、MOX燃料の燃焼度を45GWd/tとすると、1体の廃棄体パッケージに収納できるハルエンドピース廃棄体の量は、キャニスターの本数に換算すると0.7-1.6本となり、ウラン燃料の場合の4本と比較すると極めて少ないとの結果が得られた。

報告書

「放射性廃棄物処分研究のためのネットワーク」第1回情報交換会講演資料集(共同研究)

中山 真一; 長崎 晋也*; 稲垣 八穂広*; 大江 俊昭*; 佐々木 隆之*; 佐藤 正知*; 佐藤 努*; 田中 知*; 杤山 修*; 長尾 誠也*; et al.

JAEA-Conf 2007-003, 120 Pages, 2007/03

JAEA-Conf-2007-003.pdf:53.18MB

「放射性廃棄物処分研究のためのネットワーク」は、放射性廃棄物処分のための基礎研究を促進し、また若手研究者を育成することを目的として、日本原子力研究開発機構の「連携重点研究」制度をその枠組みとして設立された研究者ネットワークである。その第1回情報交換会が、2006年8月4日、日本原子力研究開発機構の原子力科学研究所において開催された。本講演資料集は、本課題の第1回情報交換会における発表、及び討論をまとめたものである。

論文

第6回地圏におけるアクチニドと核分裂生成物の化学及び移行挙動に関する国際会議

大江 俊昭*; 山口 徹治

日本原子力学会誌, 40(1), p.47 - 49, 1998/01

地圏におけるアクチノイドと核分裂生成物の化学及び移行挙動に関する国際会議が、10月26日から31日までの6日間に渡って、海外から189名、国内から198名の参加を得て、仙台国際ホテルで開催された。会議は第1日目の開会宣言及び歓迎会につづき、第2日目からは朝8時半の招待講演からポスター発表終了(夜8時)まで、高密度な会議が続いた。最終日には動燃,原研,電中研,原環センター,大学の各期間の活動及び海外との協力状況を議論する特別セッションが持たれた。2日目のセッションにおいて錯体に関する専門的に詳細な発表が続いた後、モデラーと実験者との間で、性能評価上の影響があまりに大きくない事象を研究する意味について攻撃的な議論が交わされた。このような、なかなか答えの出ない問題について、実験者とモデラーが情報・意見を交換する場として本会議が重要な役割を担っていることを改めて認識した。

論文

放射性廃棄物処分システムにおいてセメントに期待される役割

田中 知*; 長崎 晋也*; 大江 俊昭*; 廣永 道彦*; 村岡 進; 油井 三和*; 妹尾 宗明*; 藤原 愛*; 芳賀 和子*; 坂本 浩幸*; et al.

日本原子力学会誌, 39(12), p.1008 - 1018, 1997/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.22(Nuclear Science & Technology)

セメント系材料は、既に実施されている低レベル廃棄物処分ばかりではなく、高レベル廃棄物やTRU廃棄物の処分システムの成立性を考える上でも重要な人工バリア要素である。しかしながら、それらの放射性核種の閉じ込め性や長期的な処分環境下での安定性、他材料との両立性など更に明らかにすべき課題が残されている。本稿は原子力産業界及びセメント産業界において、放射性廃棄物の処理処分分野に携わっている人々や関心を有している人の共通認識を醸成するためにその現状と今後の課題を整理したものである。

論文

高レベル放射性廃棄物地層処分における多重バリア性能の定量的評価

安 俊弘*; 池田 孝夫*; 大江 俊昭*; 菅野 毅*; 坂本 義昭; 千葉 保*; 塚本 政樹*; 中山 真一; 長崎 晋也*; 坂野 且典*; et al.

日本原子力学会誌, 37(1), p.59 - 77, 1995/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:23.3(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物地層処分システムを構成するそれぞれのバリアが果たす機能を定量的に評価し、地層処分システムの安全評価上重要となる放射性核種、パラメータを明らかにした。花崗岩地下水組成を基にベントナイト緩衡材水相の組成及び処分環境下での放射性核種の溶解度を地球化学平衡計算コードPHREEQEによって推定した。物質移動理論に基づくガラス固化体溶解解析、放出された放射性核種の析出解析によりベントナイト緩衡材内側境界条件を決定し、多メンバ崩壊系列、溶解度の同位体共有を考慮して移行解析を行った。その結果、人工バリアからの放出核種ではPuがハザードを支配する核種となること、天然バリア出口では、吸着分配係数の小さい$$^{135}$$Cs,$$^{99}$$Tc,$$^{129}$$Iのもたらすハザードが重要となり、分配係数の大きいアクチニド核種の寄与は小さいこと、および多重バリアによりハザードのピークは1億分の1になることがわかった。

論文

高レベル放射性廃棄物地層処分システムの初期過渡状態の解析

大江 俊昭*; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 菅野 毅*; 千葉 保*; 塚本 政樹*; 中山 真一; 長崎 晋也*

日本原子力学会誌, 35(5), p.420 - 437, 1993/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:41.75(Nuclear Science & Technology)

高レベル廃棄物地層処分の安全評価シナリオのひとつである地下水移行シナリオにおいて、従来の解析でしばしば想定されている、(1)固化体からの核種放出は処分場閉鎖後千年目からとする、(2)ニアフィールドでは地下水は還元性である、という仮定の妥当性の検討を目的として、処分開始直後から緩衝材層が水分飽和に達するまでの時間、水分飽和後の緩衝材間隙水中の化学的環境条件、処分場内での水素発生の影響を公開コードTOUGH,PHREEQE,CHEMSIMUL等により各々解析した。その結果、(1)緩衝材層の最高温度は100$$^{circ}$$C以下で地下水の冠水は数十年以内である。(2)浸入した地下水は緩衝材中の鉱物との反応により還元性となる。(3)地下水冠水までの水蒸気によるオーバーパックの腐食は無視でき、また冠水後も還元環境のため、既存の腐食実験データからはオーバーパックの腐食寿命を1000年とする仮定には裕度がある、ことなどがわかった。

論文

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリアの性能評価モデル

中山 真一; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 大江 俊昭*; 河西 基*; 塚本 政樹*; 木村 英雄; 宗像 雅広

日本原子力学会誌, 34(4), p.342 - 364, 1992/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:71.01(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物ガラス固化体から放出される放射性核種の人工バリア内での移行をモデル化し、緩衝材と岩盤との境界における$$^{99}$$Tc,$$^{135}$$Csおよび$$^{237}$$Npのフラックスを求めた。本解析の特徴的な点は、(1)多孔質媒体である緩衝材中の物質移動は、移流効果が無視でき拡散支配であることを、処分孔周辺の地下水流動解析から明らかにしたこと、(2)ガラス固化体からの放射性核種の放出挙動を地下水とガラス固化体、オーバーパック、緩衝材との地球化学的反応を考慮して解析したこと、(3)緩衝材中の$$^{237}$$Npの移行挙動に酸化還元反応を考慮したこと、(4)球状と無限円柱状の固化体形状の相違による核種放出率の相違を比較したこと、である。今回の解析は合理的で説得力のある統合評価モデルへの第一歩であり、この解析を通して、確たる根拠のない暗黙の過程やさらに考慮すべき現象を抽出し、性能評価モデル開発のための今後の研究方向や課題の提言を行なった。

報告書

高レベル放射性廃棄物地層処分システムの経済性評価(平成元年度); 処分費用積算システムの改良

吉舗 信也*; 大江 俊昭*; 塚本 政樹*; 田中 博*

JNC-TJ1400 2005-003, 149 Pages, 1990/03

JNC-TJ1400-2005-003.pdf:4.97MB

本研究は、高レベル放射性廃棄物処分システムの経済性評価のための処分費用システムの開発を行うことを目的としている。

口頭

放射性廃棄物処分の長期的評価のためのデータベース整備

関岡 靖司; 武田 聖司; 木村 英雄; 山口 徹治; 大江 俊昭*; 長崎 晋也*; 佐々木 隆之*; 小崎 完*; 稲垣 八穂広*

no journal, , 

長寿命核種を有意に含む放射性廃棄物(高レベル放射性廃棄物,TRU廃棄物)の地層処分の地下水移行シナリオに関する安全解析のために、処分システムにおける時間的及び空間的な変動に起因したパラメータの不確かさを設定する必要がある。本調査では、拡散係数,分配係数,ガラス溶解速度を対象に、既往文献データを収集したデータベースの整備を実施した。また、大学有識者で構成されるデータベース検討会を設置し、データベースをもとにした分配係数及び拡散係数の詳細なデータ分析から、データの変動をもたらす主要因について検討するとともに、ガラス溶解速度の時間減少モデルによる適用について検討した。その結果を踏まえ、Cs-135を対象に安全解析した結果から、データ不確かさの低減化に向けた検討が必要であることを確認した。

口頭

核種収着分配係数データベースの変動要因に関する分析; 核種収着モデルによる原因解明

大江 俊昭*; 長崎 晋也*; 木村 英雄; 武田 聖司; 関岡 靖司; 加藤 博康*; 赤堀 邦晃*

no journal, , 

収着分配係数のデータベースに内在するデータの変動について、ベントナイトに対するCsの挙動を対象とし、収着モデルを利用して欠損データの推測を行い、変動要因を分析した。その結果、イオン交換反応が卓越すると予想されるCsの分配係数に着目し、共存イオン濃度,初期Cs濃度,砂混合の有無、などの試験条件の相違がベントナイトに対する分配係数のばらつきの要因であることを明らかにした。また、表面錯体反応とイオン交換反応を同時に考慮したモデル解析から、実測結果にかかわる変動は、イオン交換反応に競合するNa濃度の変動が最も大きな要因であることを明らかにした。

口頭

地質環境診断用マイクロ化学プローブに関する技術開発,15; 超深地層研究所計画におけるマイクロ化学プローブの活用

内田 雅大; 天野 健治; 濱 克宏; 竹内 竜史; 吉田 拓真*; 野下 健司*; 二口 克人*; 大江 俊昭*; 長崎 晋也*

no journal, , 

従来課題とされてきたさまざまな物質移動特性の同一システムを用いた評価に向けて開発された地質環境診断用マイクロ化学プローブをもとに、同装置のさらなる機能拡張と瑞浪超深地層研究所で計画されている原位置物質移動試験への活用を検討した。

口頭

分配係数統計データの不確かさ低減に関する検討; 表面錯体モデルを用いた分配係数データの分析

大江 俊昭*; 長崎 晋也*; 木村 英雄; 武田 聖司; 関岡 靖司; 加藤 博康*

no journal, , 

収着分配係数のデータベースに内在するデータの変動について、ベントナイトに対するNpの挙動を対象に、分散原因が表面錯体モデルによって論理的に説明可能か否かを検討した。収集した実測データから、Na型,Ca型のいずれも、ほぼ類似のpH依存性を示し、pH6付近に極小値を持ち、アルカリ性になるほど分配係数が増加する傾向が見られた。また、硫酸イオンや炭酸イオンの濃度の変動は、ばらつきの要因である可能性が考えられるが、データベース中にこれらの情報は乏しく、欠損データを推測して解析を実施した。その結果、酸性領域ではネプツニル硫酸錯体、中性からアルカリ領域ではネプルニルイオンとネプツニル炭酸一錯体が各々支配的な表面錯体種であることが推定され、溶存イオンの濃度変動が分配係数の値に大きな影響を及ぼすことが示唆された。

口頭

地質環境診断用マイクロ化学プローブの開発; 全体システム確認試験

濱 克宏; 内田 雅大; 天野 健治; 竹内 竜史; 萩原 大樹; 吉田 拓真*; 野下 健司*; 長崎 晋也*; 大江 俊昭*; 二口 克人*

no journal, , 

岩盤中での物質移行特性をボーリング孔内の原位置にて測定可能な装置(マイクロ化学プローブ)の性能確認試験を実施した。その結果、所定の性能を有することを確認することができた。

口頭

圧縮ベントナイト間隙水の物理化学特性; 浸透圧測定による間隙水の状態評価

大江 俊昭*; 鈴木 将*; 舘 幸男; 加藤 博康*

no journal, , 

圧縮ベントナイト中の核種移行経路となる狭隘間隙中に存在する水の物理化学状態の基礎的理解のため、水飽和状態の圧縮ベントナイトと高濃度電解質溶液との間に発生する浸透圧を測定して、間隙中の水の状態を推測した。発生浸透圧は乾燥密度1.2g/cm$$^{3}$$において最も高い値となり、これを境に間隙水の化学的性質が大きく変化することを示唆した。

口頭

Preparation of an information basis for development of practical performance assessment models on waste glass corrosion in geological disposal

三ツ井 誠一郎; 大江 俊昭*; 稲垣 八穂広*; 大窪 貴洋*; 黒澤 進*; 後藤 考裕*; 稲垣 学*; 石黒 勝彦*; 高瀬 博康*; 高橋 博一*

no journal, , 

頑健な性能評価モデルを開発するため、NUMO-JAEAの共同プロジェクトの一環として、ガラスの性能および処分環境条件におけるガラスの溶解/変質プロセスに関する基盤情報の整備を進めている。基盤情報整備のための反復を伴う作業プロセスは、(1)ガラス固化体の溶解に影響する現象等に関する現時点での知見の整理、(2)知見の整理結果を踏まえたガラス固化体溶解のシナリオの作成、(3)概念モデルの作成、(4)関連プロセスの相対的重要度および不確実性を評価するための感度解析、(5)基盤情報の改善に向けた課題の検討、の5つの段階からなる。発表では、このタスクの現状について紹介する。

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