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出井 俊太郎; 柴田 真仁*; 根岸 久美*; 杉浦 佑樹; 天野 由記; Bateman, K.*; Wilson, J.*; 横山 立憲; 鏡味 沙耶; 武田 匡樹; et al.
Results in Earth Sciences (Internet), 3, p.100097_1 - 100097_16, 2025/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、セメントと泥岩の相互作用による化学的擾乱領域が形成され、岩盤中の核種移行特性に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、11年前に幌延深地層研究センターの140m調査坑道に施工されたセメント(普通ポルトランドセメント(OPC)および低アルカリ性セメント(LAC))と泥岩の界面における変質状態について調査した。複数の分析手法を組み合わせることで、セメントの溶解、方解石やC-(A-)S-H相などの二次鉱物の析出、モンモリロナイトの陽イオン交換、泥岩の空隙率の低下など、セメントと岩石の界面における主要な反応が特定された。また、空隙率の低下による拡散の低下や、変質した泥岩中の二次鉱物への取り込みによる収着の促進など、セメントと泥岩の相互作用が放射性核種の移行に及ぼす影響についても明らかになった。
根岸 仁; 上出 英樹; 前田 誠一郎; 中村 博文; 安部 智之
日本原子力学会誌ATOMO
, 62(8), p.438 - 441, 2020/08
「もんじゅ」は2018年4月に廃止措置段階に移行した。わが国初めてのナトリウム炉の廃止措置であり、約30年をかけて進める大事業である。「もんじゅ」では設計や開発,製作,建設および40%出力運転などの50年にわたる活動を通じて膨大で多岐にわたる技術成果を得てきた。これまでに蓄積された知見・技術を決して散逸させることなく、今後の高速炉の実用化に向けた研究開発に確実に活用していくことが必要である。
家田 芳明; 小野 清; 根岸 仁; 塩谷 洋樹; 長沖 吉弘; 難波 隆司
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/12
日本原子力研究開発機構は、電気事業者,電力中央研究所,メーカ各社の参画を得て、1999年7月から高速増殖炉サイクルの実用化像を構築するとともに、その技術体系を確立することを目的とした高速増殖炉サイクルの実用化に向けた研究開発を進めている。FaCTのフェーズI(2006-2010年度)では、それ以前のFSで選択した主概念「ナトリウム冷却炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理及び簡素化ペレット法燃料製造の組合せ」を対象に、現時点での革新技術の採否判断と原子力委員会が定めた性能目標への達成度の評価を実施した。フェーズIはおおむね順調に進み、技術的には革新技術を工学規模試験により実証する次のフェーズ(FaCTフェーズII)に入ることができる段階にまで達したことを確認した。本ペーパーは、改めて高速増殖炉サイクル開発の意義に触れ、FaCTフェーズIの研究開発成果の概要を中心に述べるとともに、今後の研究開発の方向性をまとめたものである。
根岸 仁; 小竹 庄司; 丹羽 元
日本原子力学会誌ATOMO, 50(3), p.174 - 180, 2008/03
原子力機構では高速増殖原型炉「もんじゅ」などの研究開発成果を踏まえて、高速増殖炉実用化に向けた「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」を電気事業者,電力中央研究所,メーカ各社の参画を得て実施した。その目的は高速増殖炉サイクルの適切な実用化像とそこに至るまでの研究開発計画を2015年頃に提示することである。今後、重点的に研究開発を行う有望な高速増殖炉サイクル概念として、開発目標への適合可能性に最も優れ、これまでの開発実績及び今後の国際協力の可能性から技術的実現性の高い概念であるナトリウム冷却炉(MOX燃料)・先進湿式法再処理・簡素化ペレット燃料製造法を選定した。
根岸 仁; 茶谷 恵治; 谷川 信吾
原子力年鑑2008, p.53 - 61, 2007/09
国は高速増殖炉サイクルの実用化調査研究フェーズ2の成果を評価し、ナトリウム冷却高速炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理,簡素化ペレット法燃料製造の組合せを主概念に選定した。今後、原子力機構は、主概念に開発資源を集中的に投資し、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)としてその実用化を目指す。「もんじゅ」では、ナトリウム漏えい対策等の工事が順調に進められており、運転再開に向けた準備が行われている。性能試験を含め「もんじゅ」で得られる研究開発成果は、FBRの実用化に反映されていく。「常陽」は初臨界後、7万時間を超える運転を行い、FBRのための燃料・材料開発を行ってきている。また、外部利用の拡大等についても取り組んでいる。FBR開発の国際動向が活性化しており、GIF, GNEP, INPROなどの多国間協力,米仏等との研究協力を進めている。
大野 勝巳; 安藤 将人; 小竹 庄司; 長沖 吉弘; 難波 隆司; 加藤 篤志; 中井 良大; 根岸 仁
日本原子力学会誌, 46(10), 685 Pages, 2004/10
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究への取り組み、フェーズⅡ研究の中間成果および今後の計画などを報告する。具体的には、開発目標の設定、FBR炉システムに関する研究成果、燃料サイクルシステムに関する研究成果、炉と燃料サイクルを組み合わせた概念の検討結果、今後の研究の進め方などについて概説する。
武井 明彦*; 大和田 仁*; 藤田 英樹*; 根岸 久美*; 日比谷 啓介*; 横関 康祐*; 渡邉 賢三*
JNC TJ8400 2003-047, 120 Pages, 2003/02
JNC-TJ8400-2003-047.pdf:4.46MB
セメント系材料の変遷はベントナイトや岩盤の変遷にも大きな影響を与える。本研究ではニアフィールド水理場の長期的変遷評価システムモデル構築のためのデータ取得を目的とし、通水法ならびに浸漬法によってセメント系材料の変質供試体を作製しその物理的・化学的特性を評価した。また、モデル化に必要な「変遷指標間の関係」を確認した。研究成果を以下に示す。1 水セメント比85%ならびに105%のセメントペーストを試料として、通水法による劣化過程での各特性の変化を取得した。液固比500 にて試料全体のCa の約60%が溶出し、ポルトランダイトの溶脱が固相の力学特性や空隙率の変遷に大きく寄与していることがわかった。しかしながら、劣化部のCa 溶出率は通水初期の段階から60%以上の高い値となり、力学特性との間には信頼性の高い関係を導くことは困難であった。一方、空隙率および透水係数と圧縮強度との間には高い相関性が認められ、モデル化に有効である可能性が示された。またビッカース硬度もCa 溶出率との間の相関性は低かったが、圧縮強度や水理特性との間には相関性が認められた。2 水セメント比が40%から105%までのセメントペースト試料をイオン交換水に浸漬し、拡散による物理特性(透水係数、圧縮強度)変化について実験的に検討した。その結果、空隙率は、浸漬64 週で初期値より10
20%程度増加することが分かった。また、カルシウム溶出率と空隙率の関係と、空隙率と透水係数の既往の検討結果を用い、カルシウム溶出時の透水係数を推定した。ビッカース硬度は、水と接していた表面近傍で低下する結果となり、浸漬期間が長く、水セメント比の大きい方がその低下領域が大きいことが分かった。また、ビッカース硬度や空隙率と力学特性(圧縮強度、ヤング係数)の関係を用い、カルシウム溶出時の力学特性を推定する手法を提案した。これらの結果から、通水法と浸漬法相互のデータを補完する可能性が示された。また、各変遷指標間の関係から、水理・力学特性に関するモデル化手法の方向性を示した。
武井 明彦*; 大和田 仁*; 藤田 英樹*; 根岸 久美*; 日比谷 啓介*; 横関 康祐*; 渡邉 賢三*
JNC TJ8400 2003-046, 282 Pages, 2003/02
JNC-TJ8400-2003-046.pdf:8.26MB
セメント系材料の変遷はベントナイトや岩盤の変遷にも大きな影響を与える。本研究ではニアフィールド水理場の長期的変遷評価システムモデル構築のためのデータ取得を目的とし、通水法ならびに浸漬法によってセメント系材料の変質供試体を作製しその物理的・化学的特性を評価した。また、モデル化に必要な「変遷指標間の関係」を確認した。研究成果を以下に示す。1 水セメント比85%ならびに105%のセメントペーストを試料として、通水法による劣化過程での各特性の変化を取得した。液固比500 にて試料全体のCa の約60%が溶出し、ポルトランダイトの溶脱が固相の力学特性や空隙率の変遷に大きく寄与していることがわかった。しかしながら、劣化部のCa 溶出率は通水初期の段階から60%以上の高い値となり、力学特性との間には信頼性の高い関係を導くことは困難であった。一方、空隙率および透水係数と圧縮強度との間には高い相関性が認められ、モデル化に有効である可能性が示された。またビッカース硬度もCa 溶出率との間の相関性は低かったが、圧縮強度や水理特性との間には相関性が認められた。2 水セメント比が40%から105%までのセメントペースト試料をイオン交換水に浸漬し、拡散による物理特性(透水係数、圧縮強度)変化について実験的に検討した。その結果、空隙率は、浸漬64 週で初期値より1020%程度増加することが分かった。また、カルシウム溶出率と空隙率の関係と、空隙率と透水係数の既往の検討結果を用い、カルシウム溶出時の透水係数を推定した。ビッカース硬度は、水と接していた表面近傍で低下する結果となり、浸漬期間が長く、水セメント比の大きい方がその低下領域が大きいことが分かった。また、ビッカース硬度や空隙率と力学特性(圧縮強度、ヤング係数)の関係を用い、カルシウム溶出時の力学特性を推定する手法を提案した。これらの結果から、通水法と浸漬法相互のデータを補完する可能性が示された。また、各変遷指標間の関係から、水理・力学特性に関するモデル化手法の方向性を示した。
武井 明彦*; 大和田 仁*; 藤田 英樹*; 根岸 久美*
JNC TJ8400 2003-042, 67 Pages, 2003/02
セメント系材料に対する硝酸塩およびその変遷物質の影響を評価するため、1M NaNO3または1M NaNO3-0.5M NH3混合水溶液による液透過試験を実施した。pHが約12.5でポルトランダイトと平衡していると考えられる期間中、1M NaNO3の場合は、イオン交換水の場合に比べてCaの溶出が促進され、浸出液中のCa濃度は約1.5倍であった。NH3の影響は認められなかった。固相側のCa溶脱領域には、Naの濃集が認められた。
武井 明彦*; 大和田 仁*; 藤田 英樹*; 根岸 久美*
JNC TJ8400 2003-041, 152 Pages, 2003/02
JNC-TJ8400-2003-041.pdf:7.93MB
TRU廃棄物は硝酸イオンを含むものがあり,TRU廃棄物処分システムの性能評価を行うためには,処分システム構成要素に与える硝酸塩の影響を評価する必要がある。本研究では,セメント系材料に対する硝酸イオンおよび硝酸塩起源の化学物質の影響を評価した。昨年度の検討において,硝酸ナトリウム溶液を通水したケースでは,イオン交換水を通水したケース(以下,ブランク)よりもカルシウム溶脱による変質が促進されることがわかった。今年度は,さらに変質が進行した試料の透水係数,物理的・化学的特性を評価した。また,還元環境下では硝酸イオンからアンモニアへと化学形態が変遷することが考えられる。そこで,アンモニア含む溶液がセメント系材料の変質に与える影響についても評価した。本年度の研究成果を以下に示す。1) セメント系材料の変遷に及ぼす硝酸イオンの影響の検討 硝酸ナトリウム水溶液を用いて通水試験を行い,各特性の変化を評価した。その結果,硝酸ナトリウムを通水している期間は,液相のカルシウム濃度がブランクよりも高く,カルシウムの溶脱による試料の変質が促進されることがわかった。さらにイオン交換水を通水し,試料の変質を評価した結果,積算液固比が大きくなるにつれて,化学的特性及び物理的特性ともにブランクとの差異は小さくなった。2) セメント系材料の変遷に及ぼすアンモニアの影響の検討 硝酸イオンとアンモニアを含む溶液を用いて通水試験を行い,各特性の変化を評価した。その結果,硝酸ナトリウム,アンモニア水溶液を通水中は,液相のカルシウム濃度がイオン交換水を通水したケースより高く,1mol/1硝酸ナトリウム水溶液を通水したケースと同程度であった。固相の変質も硝酸ナトリウム水溶液を通水したケースと同程度であると判断された。また,透水係数についても硝酸ナトリウム水溶液を通水したケースと同じ傾向が見られ,通水液を硝酸ナトリウム,アンモニア水溶液からイオン交換水に切り替えた直後に透水係数が増大した。以上から,アンモニアがセメントの変質に与える影響は認められなかった。
長安 孝明; 武井 明彦*; 大和田 仁*; 根岸 久美*; 須藤 俊吉*
JNC TJ6400 2003-001, 44 Pages, 2003/02
JNC-TJ6400-2003-001.pdf:3.09MB
人形峠環境技術センター殿の製錬転換施設で発生した殿物は、今後の最終処分を見越して合理的な対応をしていく必要がある。そこで、昨年度までの調査において、殿物を人形峠環境技術センター殿所内で処理、あるいは利用できる可能性がある技術を検討してきた。平成14年度は、上記の検討の結果得られた課題を踏まえて、固体状の放射性廃棄物を固型化するための固型化材料として殿物を使用可能する上で特に重要と考えられる点について調査・検討した。あわせて、殿物と同様の転換試験を通じて発生した、N-F及びアルミナについて固化体を作成し、物理化学的性状を調査・検討した。
根岸 仁
サイクル機構技報, (19), 0 Pages, 2003/00
FBRサイクル実用化戦略調査研究の2002年度第4四半期(平成15年1月3月)の概況についてまとめた。FBRシステムに関しては、Na冷却、重金属炉、ガス冷却炉、小型炉の検討状況を概説した。燃料サイクルシステムについては、再処理システム(湿式法、乾式法)及び燃料開発(簡素化ペレット法、振動充填法、鋳造法)の検討状況を報告した。総合評価については計算評価手法や環境負荷低減等の進捗状況を報告した。
根岸 仁
サイクル機構技報, (22), 0 Pages, 2003/00
FBRサイクル実用化戦略調査研究の2003年度第3四半期(平成15年10月12月)の概況についてまとめた。FBRシステムに関しては、Na冷却、重金属炉、ガス冷却炉、小型炉の検討状況を概説した。燃料サイクルシステムについては、再処理システム(湿式法、乾式法)及び燃料開発(簡素化ペレット法、振動充填法、鋳造法)の検討状況を報告した。総合評価については計算評価手法や環境負荷低減等の進捗状況を報告した。
根岸 仁
サイクル機構技報, (20), 0 Pages, 2003/00
FBRサイクル実用化戦略調査研究の2003年度第1四半期(平成15年4月6月)の概況についてまとめた。FBRシステムに関しては、Na冷却、重金属炉、ガス冷却炉、小型路の検討状況を概説した。燃料サイクルシステムについては、再処理システム(湿式法、乾式法)及び燃料開発(簡素化ペレット法、振動充鎮法、鋳造法)の検討状況を報告した。総合評価については計算評価手法や環境負荷低減等の進捗状況を報告した。
根岸 仁; 佐賀山 豊; 佐藤 和二郎; 前田 二三男; 中井 良大; 家田 芳明
サイクル機構技報, (20), 0 Pages, 2003/00
FBRサイクル実用化戦略調査研究のフェーズ112年目の2002年度は、主要技術の成立性見通し及び候補概念の明確化に必要な定量的なデータ取得のための要素技術開発に着目した。FBRシステムについてはNa炉及び鉛ビスマス炉では、100GWd/t程度を達成できる見通しを得た。また、燃料サイクルシステムでは、システムの詳細設計を進めるとともに、技術選択の上で重要な鍵を握る簡素化溶媒抽出法や簡素化ペレット法の技術的成立性の見通しを得た。
根岸 仁
サイクル機構技報, (17), p.135 - 138, 2002/12
FBRサイクル実用化戦略調査研究の2002年度第2四半期(7月9月)の概況についてまとめた。FBRシステムに関しては、Na冷却、重金属炉、ガス冷却炉、小型炉の検討状況を概説した。燃料サイクルシステムについては、再処理システム(湿式、乾式)及び燃料開発の検討状況を報告した。総合評価については計算評価手法や環境負荷低減等の進捗状況を報告した。
根岸 仁
サイクル機構技報, (16), p.178 - 180, 2002/09
FBRサイクル実用化戦略調査研究の2002年度第1四半期(4月6月)の概況についてまとめた。FBRシステムに関しては、Na冷却、重金属炉、ガス冷却炉、小型炉の検討状況を概説した。燃料サイクルシステムについては、再処理システム(湿式、乾式)及び燃料開発の検討状況を報告した。総合評価については計算評価手法や環境負荷低減等の進捗状況を報告した。
根岸 仁; 野田 宏; 山下 英俊; 前田 二三男; 佐藤 和二郎; 家田 芳明
サイクル機構技報, (16), p.1 - 12, 2002/09
FBRサイクル実用化戦力調査研究のフェーズ11初年度の2001年度の成果についてまとめた。フェーズ1の成果とフェーズ11の計画について研究開発課題評価委員会で慨ね妥当との評価を受けた。また、フェーズ1で抽出したFBRシステム及び燃料サイクルシステムの候補概念について、革新的技術を取り入れた設計研究を進めるとともに、主要技術の成立性見直し及び候補概念の絞り込みに必要な定量的なデータ取得のための要素技術開発に着手した。
根岸 仁
サイクル機構技報, (15), p.157 - 159, 2002/06
FBRサイクル実用化戦略調査研究の2001年度第4四半期(1月3月)の概況についてまとめた。FBRシステムに関しては、Na冷却、重金属炉、ガス冷却炉、小型炉の検討状況を概説した。燃料サイクルシステムについては、再処理システム(湿式、乾式)及び燃料開発の検討状況を報告した。総合評価については計算評価手法や環境負荷低減等の進捗状況を報告した。
長安 孝明; 武井 明彦*; 大和田 仁*; 根岸 久美*; 須藤 俊吉*
JNC TJ6420 2002-007, 28 Pages, 2002/03
JNC-TJ6420-2002-007.pdf:0.38MB
製錬転換施設において発生する放射性廃棄物は、可能であれば除染して有効利用することを考えているが、除染困難な物質については、固化体として保管管理することがひとつの方策である。しかしながら、製錬転換施設から発生する廃棄物の多くは、微量の硫酸根やフッ素を含有しているため、これらの固化体の長期保管に際しては、これら有害物質の影響を考慮しておく必要がある。本報告では、核燃料サイクル開発機構殿が作製し、各種条件において保管しておいた試験用固化体について浸出試験を行い、固化体より溶出する可能性のある有害物質を溶出挙動を検討した。
