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報告書

山はねに関する文献調査と予測解析

村上 文啓*; 加賀屋 祐治*; 森 竜馬*

JNC TJ7410 2005-003, 263 Pages, 2002/03

超深地層研究所で発生する可能性のある山はねについて、関連の文献調査を実施し発生要因についてまとめるとともに、地震モーメント法を用いて、超深地層研究所を対象にして解析を実施し、山はね発生の可能性について検討した。

報告書

地層処分場におけるガスの拡散・移行に関する検討

棚井 憲治; 佐藤 治夫; 村上 文啓*; 井上 雅弘*

JNC TN8400 99-045, 108 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-045.pdf:4.48MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリア候補材料の一つである炭素鋼オーバーパックから発生した水素の緩衝材中の移動特性と水素ガスが及ぼす影響について検討するため、緩衝材の候補材料であるベントナイト単一材料および30wt%ケイ砂混合材料を対象とした溶存水素の拡散試験およびガス移行試験を実施し、基本データの取得およびガス移行メカニズムの把握を行った。また、これらの試験により得られたデータに基づいて拡散およびガス移行それぞれに関わる解析的検討を実施した。溶存水素の拡散試験結果から、ケイ砂混合系(ケイ砂混合率30wt%,乾燥密度1.6Mgm-3)での拡散係数は、10-11m2s-1$$sim$$10-10m2s-1の範囲にあり、諸外国の試験結果の範囲とほぼ一致していた。また、拡散係数は、乾燥密度1.6Mgm-3に比べて1.8Mgm-3の値がやや小さく、また、25$$^{circ}C$$に比べて60$$^{circ}C$$の時の値の方がやや大きい傾向を示した。ガス移行試験においては、ベントナイト単一材料で乾燥密度1.8Mgm-3の場合におけるガス有効浸透率は、10-21$$sim$$10-20m2程度であり、30wt%ケイ砂混合系で乾燥密度1.6Mgm-3の場合10-17m2程度である。また、ガスがベントナイトを透気するための破過圧力は乾燥密度に比例して大きくなる傾向にあるとともに、膨潤応力にほぼ比例しており、その値はおおむね膨潤応力程度と推定された。さらに、繰り返し試験結果から、ガスの移行によって緩衝材中に生成される移行経路は、ベントナイトの自己シール性によって修復されることがわかった。溶存水素の拡散解析の結果からは、炭素鋼オーバーパックの腐食速度を5$$mu$$my-1,溶存水素の拡散係数を2x10-11m2s-1とした場合、水素発生開始から1万年後にはオーバーパックと緩衝材の界面にガス発生量の81%程度が蓄積するとともに、その蓄積圧力は16MPa程度であることがわかった。一方、ガス移行解析では、発生した水素ガスのほぼ全量が周辺岩盤に移動するとともに、間隙圧力への寄与は小さく、かつ、緩衝材中の間隙水の排出量も30年以降ほぼゼロに近い値となることがわかった。これらより緩衝材や岩盤の構造力学的安定性や核種移行に影響を与えないことが示された。

報告書

溶存水素ガスの拡散移行に関する研究(概要)

村上 文啓*; 太田 正博*; 鈴木 雅之*; 樋口 和弘*

PNC TJ1277 98-002, 74 Pages, 1998/02

PNC-TJ1277-98-002.pdf:3.05MB

炭素鋼オーバーパックの腐食によって発生する水素ガスが、ベントナイト緩衝材中の間隙水に溶存した形態にて拡散移動していく現象を把握するため、諸外国において提案されている代表的な拡散試験方法について調査した。その結果、溶存水素ガスを対象としたベントナイト中のみかけの拡散係数は1$$times$$10-11$$sim$$1$$times$$10-9m2/sであることがわかった。また、拡散方程式を用いた溶存水素ガスの移動量について解析・評価を行い、試験装置の設計検討に反映させるためのシミュレーションを実施した。その結果、みかけの拡散係数を2$$times$$10-12$$sim$$2$$times$$10-10m2/s、水素発生速度を2.7$$times$$10-2$$sim$$2.7Nm3/yとした場合、みかけの拡散係数が大きく水素発生速度が小さい場合には、オーバーパック周辺でのガス蓄積はなく、拡散支配であることがわかった。また、みかけの拡散係数が2$$times$$10-11m2/sの場合、水素発生速度が0.0181Nm3/y以下であればガス蓄積はなく、拡散支配となることがわかった。さらに、これらを踏まえて、我が国のベントナイト材料を対象とした拡散試験手法を選定し、試験装置の設計検討を実施した。

報告書

溶存水素ガスの拡散移行に関する研究

村上 文啓*; 太田 正博*; 鈴木 雅之*; 樋口 和弘*

PNC TJ1277 98-001, 204 Pages, 1998/02

PNC-TJ1277-98-001.pdf:6.59MB

炭素鋼オーバーパックの腐食によって発生する水素ガスが、ベントナイト緩衝材中の間隙水に溶存した形態にて拡散移動していく現象を把握するため、諸外国において提案されている代表的な拡散試験方法について調査した。その結果、溶存水素ガスを対象としたベントナイト中のみかけの拡散係数は1$$times$$10-11$$sim$$1$$times$$10-9m2/sであることがわかった。また、拡散方程式を用いた溶存水素ガスの移動量について解析・評価を行い、試験装置の設計検討に反映させるためのシミュレーションを実施した。その結果、みかけの拡散係数を2$$times$$10-12$$sim$$2$$times$$10-10m2/s、水素発生速度を2.7$$times$$10-2$$sim$$2.7Nm3/yとした場合、みかけの拡散係数が大きく水素発生速度が小さい場合には、オーバーパック周辺でのガス蓄積はなく、拡散支配であることがわかった。また、みかけの拡散係数が2$$times$$10-11m2/sの場合、水素発生速度が0.0181Nm3/y以下であればガス蓄積はなく、拡散支配となることがわかった。さらに、これらを踏まえて、我が国のベントナイト材料を対象とした拡散試験手法を選定し、試験装置の設計検討を実施した。

報告書

深層ボーリング技術調査

藤田 義夫*; 村上 文啓*; 鈴木 雅之*; 樋口 和弘*

PNC TJ1277 97-003, 111 Pages, 1997/03

PNC-TJ1277-97-003.pdf:3.48MB

深層ボーリング研究計画達成のためには、精度の高い地盤データ等の取得用に高精度ボーリング技術を確立することが必要であり、従来のボーリング技術開発では、精度の高いかつ深いボーリングの要求・議論を満足するかどうかを考えると、未だに未解決な課題が存在する。そこで、従来の最新ボーリング技術調査を基礎としつつ、他の最先端分野の技術を取り入れてより精度の高くかつ深いボーリング研究開発のために、国内外のボーリング技術レベルの調査を行い問題点を抽出し、高精度ひいては深層ボーリングシステムの確立に向けた要素技術開発及び適用試験項目と問題点の抽出・策定を行った。特に孔曲がり制御技術、非泥水法技術を検討後、各種要素技術・適用試験項目等を検討した。

報告書

TRU廃棄物処分システムにおける固有の現象の摘出および評価手法の検討

藤田 義夫*; 山本 幹彦*; 村上 文啓*; 寺村 政浩*

PNC TJ1277 92-001, 252 Pages, 1992/01

PNC-TJ1277-92-001.pdf:6.37MB

今後の民間再処理施設等の運開に伴ない,長寿命$$alpha$$核種等を含むTRU廃棄物の発生量の増大が予測されており,原子力委員会の場においても処分方策の早急な確立を求めた報告がなされている。TRU廃棄物の処分方法を具体化する上では処分による長期安全性の評価が不可欠であり,そのためには放射性核種の移行に係わる種々の想定される事象を詳細に記述する性能評価モデルを作成し,そのモデルの妥当性を確証することが必要となる。本研究では上記の考え方に基づき,TRU廃棄物の処分システムに対する全体性能評価手法の構築を目的として実施するものである。このうち平成3年度は以下の項目について調査検討を実施した。(1)TRU廃棄物処分システムにおける固有の現象の摘出(2)TRU廃棄物処分システムにおける固有の現象の評価手法の調査,検討(3)研究計画に関する検討本調査検討を通じ,TRU廃棄物の特性を考慮し,高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発の成果も取込みつつ,TRU廃棄物の処分による公衆の被曝に影響する固有の現象を摘出すると共に,それらを記述する個別モデルの現状を明らかにした。また,全体性能評価手法構築のために実施すべき研究項目を明らかにした。

報告書

TRU廃棄物の処分に関する調査研究(II)概要

藤田 義夫*; 山本 幹彦*; 村上 文啓*

PNC TJ1277 91-002, 68 Pages, 1991/03

PNC-TJ1277-91-002.pdf:1.85MB

TRU核種を含む放射性廃棄物は,現在動力炉・核燃料開発事業団の東海再処理工場,及びMOX燃料加工施設において発生しているものが大部分であるが,今後民間の核燃料サイクル施設の稼働に伴ってその発生量が増大することが予測され,処理処分に係る具体的な方策の検討が急務となってきている。本研究ではこのような状況を踏まえて,TRU廃棄物の処分に関する安全確保理念の構築と,それに基づく包括的且つ合理的な研究開発の実施に資することを目的として,平成元年度より各種検討を実施してきている。平成2年度は元年度に引き続き,高レベル放射性廃棄物に対する研究開発状況等も考慮しつつ以下の項目について調査検討を実施した。(1) 諸外国の処分方策等の調査(2) 廃棄物特性の調査(3) 性能評価試算(4) 処分の安全確保に係る基本要件の検討(5) 今後の課題以上の調査検討により主要各国における処分方法,安全性の評価手法を明らかにすると共に,主要なTRU廃棄物の処分に対する性能評価においてパラメータの感度解析を実施し,安全確保に対する各因子の寄与を明らかにした。又,長期安全確保の考え方について整理し,TRU廃棄物の特殊性を考慮して今後の課題を摘出した。

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