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小田 治恵; 川間 大介*; 清水 浩之*; Benbow, S. J.*; 平野 史生; 高山 裕介; 高瀬 博康*; 三原 守弘; 本田 明
Journal of Advanced Concrete Technology, 19(10), p.1075 - 1087, 2021/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Construction & Building Technology)TRU廃棄物処分場では安全性や構造の安定性の確保、及び放射性物質の移行遅延などの観点からコンクリートの使用が考えられている。本研究では、コンクリートの劣化及びひび割れ発生をコントロールする化学-輸送-力学にまたがる非線形連成プロセスを対象とし、複数の計算プログラムを用いて連成解析を実施した。このような連成解析モデルを開発することにより、TRU廃棄物処分場における長期のコンクリート劣化及びひび割れの発生をコントロールする可能性のある重要な非線形プロセスと関係を見出していくことができる。
Benbow, S. J.*; 川間 大介*; 高瀬 博康*; 清水 浩之*; 小田 治恵; 平野 史生; 高山 裕介; 三原 守弘; 本田 明
Crystals (Internet), 10(9), p.767_1 - 767_33, 2020/09
被引用回数：2 パーセンタイル：26.57(Crystallography)コンクリート埋め戻し材を用いたTRU廃棄物地層処分におけるニアフィールド変遷評価に向けて開発した連成モデル解析システムの詳細を報告する。本連成モデル解析システムでは、個別ソフトウェアプログラム間におけるデータ交換規格の一つであるOpenMIを用いて、坑道スケールでの有限要素法応力解析モデルMACBECE、コンクリート中でのひび割れ発生についての精緻なモデリングを可能とする個別要素法モデルDEAFRAP、及び、可変グリッドによるスケール変化とひび割れ内地下水流動を考慮してコンクリートの化学変遷プロセスを解析することの可能な有限要素及び有限体積法モデルGARFIELD-CHEMを組合せることで、人工バリアシステムの化学-力学-水理連成モデルを作成する。このように既存の詳細な個別ソフトウェアをOpenMIを用いて連携させることで、1つのソフトウェア上に複数のプロセス群のすべて組み込む場合に避けられないモデルの単純化を必要としなくなる。
平野 史生
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(1), p.37 - 39, 2020/06
本稿では、地層処分の工学技術および地層処分システムの性能評価についての研究開発の概要と、使用済燃料直接処分に関する最近の研究事例について解説した。
阿部 徹*; 平野 史生; 三原 守弘; 本田 明
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(1), p.3 - 11, 2020/06
硝酸イオン化学的変遷挙動評価モデル(NEON)は、地層処分施設およびその周辺における硝酸イオンの化学的変遷挙動を把握するために開発された評価ツールである。硝酸イオンはTRU廃棄物に易溶性の塩として含まれており、放射性物質の移行挙動に影響を及ぼす可能性がある。したがって、地層処分の安全性を評価するための基礎情報として硝酸イオンの化学形態の変化を評価する必要がある。NEONでは硝酸イオンと、金属,鉱物および微生物との反応がモデル化されており、このうち微生物との反応は微生物の活動による窒素循環等の過程を取り入れて構築している。各反応モデルは室内実験の結果と比較され、おおむね再現できることが確認されている。そこで、TRU廃棄物の地層処分を想定したスケールにおけるNEONの適用性を評価することを目的として、地下水の硝酸性窒素汚染の天然事例について再現解析を実施し、モデルの適用性を評価した。再現解析には広島県生口島の事例を取り上げた。NEONを用いて計算された硝酸イオンおよびその化学変遷物であるアンモニウムイオンの濃度分布は、数百メートル規模でおおむね再現しており、NEONの広域的条件における適用性が示された。
Atz, M.*; Salazar, A.*; 平野 史生; Fratoni, M.*; Ahn, J.*
Annals of Nuclear Energy, 124, p.28 - 38, 2019/02
被引用回数：1 パーセンタイル：11.15(Nuclear Science & Technology)使用済燃料を地層処分する場合を想定して(使用済燃料の直接処分)、処分場の周辺岩盤で燃料成分が蓄積することによって臨界が起こる可能性を評価するための解析的検討を行った。岩盤中で臨界が起こる燃料成分の量の最小値を評価するための中性子輸送モデル(地下水飽和した球形の体系を想定して解析を実施)と、燃料成分の地下水中への溶出と岩盤中での移行を評価するための物質輸送モデルによる解析結果を組み合わせて評価を行った。その結果、燃料成分が岩盤中で蓄積する条件として保守的な条件を想定する場合では、臨界が起こる量が蓄積される状況も想定されるものの、処分場での使用済燃料の配置を工夫することで、こうした状況は起こりにくくなると考えられた。
三原 守弘; 平野 史生; 高山 裕介; 京川 裕之*; 大野 進太郎*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(1), p.15 - 25, 2017/06
TRU廃棄物地層処分施設の長期力学挙動を評価するための解析コードMACBECEを開発した。解析コードには、メント系材料のカルシウムの溶出やベントナイト系材料のカルシウム型化やスメクタイトの溶解などの化学的変遷に伴う力学特性変化および周辺岩盤との力学的な相互作用を考慮した。開発した解析コードを用いてクリープ変形が生じやすいと考えられる軟岩サイトを想定し、TRU廃棄物処分施設の建設段階から、処分施設閉鎖後10万年までの力学挙動解析を行った。緩衝材の力学挙動モデルとして、ECモデルを用いることで応力が降伏曲面の特異点付近に陥ることを解消でき、数値解析上、安定な解を得ることができた。さらに、周辺岩盤と処分施設の力学的相互作用を同時に解析することにより、周辺岩盤と処分施設の力学挙動を別々に解析した第2次TRUレポートの結果と比較して処分坑道の内径変位量が半分程度となることが示された。
平野 史生
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(1), p.83 - 86, 2017/06
本講演では、地層処分の研究開発分野のうち、地層処分の工学技術および地層処分システムの性能評価についての研究開発の概要と、両研究開発分野において用いられている具体的な評価手法および使用済燃料直接処分に関する最近の研究事例について解説した。
Salazar, A.*; Fratoni, M.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 2017 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2017) (CD-ROM), p.600 - 607, 2017/04
The safety assessment of a geological repository for used nuclear fuel must ensure that future generations are shielded from radiation from fission products, in particular those released by re-criticality events. An investigation is required to understand whether or not criticality can actually be achieved. In fulfilling this end, this study assesses the uncertainty in the composition and total mass of precipitates forming in the far-field due to variation in transport parameters. The Latin Hypercube Sampling technique is employed to generate an accurate, random distribution of variables employed in the transport model and to assess the uncertainty of attaining a critical mass. The average characteristics of the damaged fuel from the Fukushima Daiichi reactor cores is used as the reference waste form. Results are compared to the minimum critical masses of previous studies to assess the criticality safety margin.
Atz, M.*; Liu, X.*; Fratoni, M.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 2017 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2017) (CD-ROM), p.608 - 614, 2017/04
After nuclear waste is buried in a repository, hydrogeological processes can dissolve, transport, separate, and rearrange radionuclides inside or outside the repository. If fissile material becomes separated from neutron absorbers and precipitates in a far-field geologic formation, a critical mass may be formed. The scope of this study is to assess the impact of the spent fuel composition and host rock type on the risk of criticality in the far field. In particular, this study performs neutronics analysis in order to determine the minimum theoretical mass of fissile material needed to achieve criticality in a water-saturated far-field deposition under conservative conditions. Understanding of the effects of composition of spent fuels and host rock types enable discussion of the likelihood of far field criticality from LWR used fuel. In addition, this work makes recommendations on repository design and LWR fuel cycle management so as to minimize the risk of far-field criticality.
Liu, X.*; Fratoni, M.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 2017 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2017) (CD-ROM), p.595 - 599, 2017/04
The present work aims to study the effect of random geometry on the long-term criticality safety. Preliminary considerations on uranium depositions in randomly fractured rocks have been obtained through an approximated analytical solution to calculate spherical fuel lumps with random locations. With stochastic and heterogeneous conditions applied, the present work examines the conservatives of the neutronic models for repository criticality safety assessment, and provides deeper understandings of the system. The major finding is that, when parameters are chosen to optimized the criticality, effective multiplication factor for systems with the random geometries can be well-bounded by the average case.
平野 史生; 大谷 芳輝*; 京川 裕之*; 三原 守弘; 清水 浩之*; 本田 明
日本原子力学会和文論文誌, 15(2), p.97 - 114, 2016/06
TRU廃棄物の地層処分システムを対象とする、ニアフィールドの力学的健全性に関する現実的な挙動を考慮した解析を行うことを目的として、日本原子力研究開発機構において力学解析コードMACBECE2014が開発された。MACBECE2014は、ニアフィールドの長期力学挙動およびその帰結として生じるバリア材料の透水性の変化を評価できる解析コードであり、金属の腐食膨張によるセメント系材料でのひび割れの発生を考慮した解析を行うことが可能である。MACBECE2014を用いて、TRU廃棄物の地層処分システムを対象として処分後の力学解析を行った結果、ベントナイト緩衝材を使用する場合では、セメント系材料には局所的に割れが発生するものの、緩衝材の健全性が損なわれることはなく、人工バリアシステムの低透水性が長期に渡り維持される結果となった。一方、ベントナイト緩衝材を使用せずにコンクリートで坑道内部を埋め戻す場合では、セメント系材料にひび割れが発生することによりバリアシステムの透水性が著しく上昇することが示された。
Liu, X.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 2015 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2015) (CD-ROM), p.879 - 886, 2015/04
本研究では、東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した破損燃料を地層処分する場合の中性子輸送解析に焦点を当てている。破損燃料が収納された処分容器が地層中に処分された体系を想定し(球状の燃料粒子が六角格子上に配列するようにモデル化)、MCNPによる中性子輸送計算を行った。処分容器の周囲には緩衝材が設置され、系全体が地下水で飽和されているものとした。系内における中性子の減速の条件と、燃料の分布状態を4ケース想定して解析を実施したところ、以下の知見を得た。(a)実効増倍率は、中性子の減速の条件をどのように想定するかに大きく依存する。(b)炭素鋼製の処分容器は破損燃料の処分後の臨界安全性の向上に大きな役割を果たし得る。(c)破損燃料中の核分裂性物質が処分容器の外部へ放出され始めた後、ある割合の核分裂性物質が放出されたときに、系の実効増倍率が最大となる場合がある(処分直後が最も高いとは限らない)。(d)いくつかの条件を仮定すると、系の最大実効増倍率は、処分容器1体に対する破損燃料の装荷量にはほとんど影響を受けず、処分容器の寸法や組成によって影響を受ける。
Liu, X.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.416 - 425, 2015/03
被引用回数：2 パーセンタイル：17.57(Nuclear Science & Technology)The present study focuses on neutronic analysis to determine the criticality conditions for uranium depositions in geological formations resulting from geological disposal of damaged fuels from Fukushima Daiichi reactors. MCNP models are used to evaluate the neutron multiplication factor (
) and critical mass for various combinations of host rock and geometries. It has been observed that the of the deposition become greater with (1) smaller concentrations of neutron-absorbing materials in the host rock, (2) larger porosity of the host rock, (3) heterogeneous geometry of the deposition, and (4) greater mass of uranium in the deposition. The present study has revealed that the planar fracture geometry applied in the previous criticality safety assessment for geological disposal would not necessarily yield conservative results against the homogeneous uranium deposition.
Liu, X.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 14th International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWMC 2013) (CD-ROM), p.527 - 534, 2013/04
本研究では溶融燃料を地層処分した場合の臨界安全性に注目し、MCNPモデルで仮定する地層中でのウランとプルトニウムの析出物の幾何学的形状の影響について検討した。東京電力福島第一原子力発電所の炉内溶融燃料を地層処分することを想定して、多様なパラメータに対して保守的な数値解析を実施した結果、臨界状態を生起させる系の条件の組合せが存在することが観察された。また、鉄を多く含む母岩の場合は臨界の可能性が顕著に低減できることが示された。
亀井 玄人; 本田 明; 小田 治恵; 平野 史生; 市毛 悟; 栗本 宜孝; 星野 清一; 赤木 洋介; 佐藤 信之; 高橋 邦明; et al.
JAEA-Research 2012-010, 80 Pages, 2012/06
JAEA-Research-2012-010.pdf:7.45MB
TRU廃棄物の地層処分研究開発については国の全体計画に基づき、併置処分の評価にかかわる信頼性向上、ジェネリックな評価基盤の拡充及び幅広い地質環境に柔軟に対応するための代替技術開発が進められている。原子力機構においても処理,処分の両面で全体基本計画のなかの分担課題に取り組んでいる。本年報は平成22年度のそれらの進捗と、平成18年度以降過去5か年の成果の要点を記すもので、具体的課題としては、(1)ニアフィールドの構造力学評価(構造力学評価モデルの開発・整備、岩盤クリープモデルの導入及び検証計算、処分施設の長期的な変形挙動解析)、(2)性能評価(セメント変質、高アルカリ性環境における緩衝材及び岩盤の長期化学挙動、硝酸塩影響)及び(3)代替技術(硝酸塩分解技術)である。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(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
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。
長谷川 信; 近藤 等士; 亀井 玄人; 平野 史生; 三原 守弘; 高橋 邦明; 船橋 英之; 川妻 伸二; 植田 浩義*; 大井 貴夫*; et al.
JAEA-Research 2011-003, 47 Pages, 2011/02
JAEA-Research-2011-003.pdf:3.99MB
原子力発電環境整備機構と日本原子力研究開発機構は協力協定に基づき、2009年度から「TRU廃棄物の処分に係る検討会」を設置し、TRU廃棄物の処分のための検討を実施している。今回の検討では、原子力機構が開発したTigerコードと原子力発電環境整備機構が今後の安全評価に使用を予定しているGoldSimコードについて、同一条件でのベンチーマーク解析を行い、双方の信頼性について確認を行った。2つのコードの解析結果が同程度のものであったことから、両者の解析コードの信頼性について確認ができたものと考える。また、処分場へ処分する想定物量(約19,000m
)が変動した場合の処分場設計への影響について検討を行った。その結果、第2次TRUレポートの概念に基づき評価した場合、10%程度の廃棄体量の増加は、現在の処分場設計に適用している地層処分技術で対処可能であることが確認できた。
近藤 直樹; 牧野 仁史; 梅木 博之; 平野 史生; 石原 義尚*
no journal, ,
放射性廃棄物の処分について、放射性廃棄物の包括的な管理という視点から検討を行うため、先進サイクルを含む多様な核燃料サイクルから発生すると想定される廃棄物の特性や処分システム条件の影響を体系的に検討するシステムズアナリシスの手法を開発し、試解析によりその有効性を確認した。
平野 史生; 稲垣 学
no journal, ,
日本における現在の地層処分システムの設計とその安全評価では、燃料としてUO
を使用する軽水炉燃料サイクルで発生する廃棄物が対象とされており、MOX使用済燃料の再処理や高速増殖炉(FBR)を含む核燃料サイクルで発生する廃棄物による地層処分システムへの影響については十分に検討されていない。この場合、使用済燃料中の発熱性のアクチニドの含有量が著しく増加するために廃棄体の発熱に伴う地下水の流れが生じ、地層中における核種の移行が影響を受けることが懸念される。特に、オーバーパックを使用せず、処分後直ちに人工バリアからの核種放出が開始する地層処分対象のTRU廃棄物の場合は、さらに大きな影響を受ける可能性がある。そこで本検討では、TRU廃棄物のうち、最も発熱が大きいハル・エンドピース廃棄体の発熱に伴う処分後の坑道周辺の水理場への影響、並びに処分システム性能に対する影響評価を試みた。
平野 史生
no journal, ,
日本における現在の地層処分システムの設計とその安全評価では、燃料としてウランを使用する軽水炉燃料サイクルで発生する廃棄物が対象とされている。一方で、軽水炉でのMOX燃料の利用(プルサーマル)が、日本においても既にスタートしているが、MOX使用済燃料の再処理で発生する廃棄物による地層処分システムへの影響については、まだ十分に検討されていない。また、将来的には、高速増殖炉(FBR)を含む核燃料サイクル(先進サイクル)で発生する廃棄物も対象に含めた地層処分システムの確立が必要となる。こうした点に対する取り組みについて、第26回バックエンド夏期セミナーにおけるパネルディスカッション「処分関係を学ぶ学生と若手研究者との意見交換」において、自身の研究活動として紹介する。
