Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
浜本 貴史*; 石田 圭輔*; 澁谷 早苗*; 藤崎 淳*; 舘 幸男; 石黒 勝彦*; McKinley, I. G.*
Proceedings of 2019 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2019) (USB Flash Drive), p.77 - 82, 2019/04
NUMO's recently published safety case involves utilisation of the safety case approach to provide a basis for preparation for future phases of work and development of a template for later, more complete and rigorous, safety cases. Advances include capturing potential siting environments in Site Descriptive Models (SDMs) and focusing post-closure safety assessment methodology on repository designs tailored to these SDMs. Radionuclide-specific parameters in the engineered barrier system (EBS), such as solubilities, sorption and diffusion values, are selected based on established chemical models that take into account evolution of porewater chemistry, alteration of EBS material and different host rock properties. Existing chemical thermodynamic databases developed in Japan have been used for the coupled geochemical and mass transport analyses applied to set these parameters. Nevertheless, in view of fundamental uncertainties in the thermodynamic approach, expert judgment played a key role in the process. This paper discusses the methodology used to set "reasonably conservative" radionuclide migration parameters for the illustrative SDMs, with a focus on chemistry which can be captured in existing models only by introducing significant simplifications.
後藤 考裕*; 三ツ井 誠一郎; 高瀬 博康*; 黒澤 進*; 稲垣 学*; 柴田 雅博; 石黒 勝彦*
MRS Advances (Internet), 1(63-64), p.4239 - 4245, 2016/00
原子力発電環境整備機構と原子力機構は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマを対象に2011年度から共同研究を進めている。我々は、この共同研究の一環として、鉄オーバーパックの腐食に伴うFeケイ酸塩の生成やオーバーパックの亀裂内の腐食生成物を通じたSiの移行など、様々なプロセスを考慮したガラス溶解モデルを開発している。モデル開発の目的は、ガラス溶解に関連するプロセスの相対的重要度の評価及び説得力のあるセーフティケースの作成に向けた更なる研究開発課題の特定である。感度解析では、1千年から1千万年を超える範囲のガラス固化体寿命が見積もられた。これはFeケイ酸塩の生成やガラス変質層内の物質移行特性など、主要なプロセスに関する現時点での理解に不確かさによるものである。
柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 早野 明; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.
JAEA-Research 2013-037, 455 Pages, 2013/12
JAEA-Research-2013-037.pdf:42.0MB
原子力機構(JAEA)及び原子力発電環境整備機構(NUMO)は、平成24年度に引き続き、JAEAがこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に直接適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくことを目的として、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて検討した。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討については、平成24年度に引き続き、結晶質岩を対象とした地下水移行時間の評価ツリーを拡充するとともに、新たに堆積岩を対象とした評価ツリーを作成した。(2)シナリオの構築に関する検討については、平成24年度の状態設定手順を実務的な観点から見直し、緩衝材を対象として試行した。また、安全機能への不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討については、母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の条件変換手法を含む設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。さらに、溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。
柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 早野 明; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.
JAEA-Research 2012-032, 298 Pages, 2012/09
JAEA-Research-2012-032.pdf:33.68MB
原子力機構(JAEA)と原子力発電環境整備機構(NUMO)は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて、原子力機構が蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定するとともに、必要な開発課題と今後の計画を明らかにすることを目的として、2011年度に共同研究を実施した。実施テーマと概要は以下の通り。(1)対象母岩の選定に関する検討:母岩特性のうち水理に着目し、母岩特性を評価するための項目、及び地下水移行時間の評価手法について、地質環境の調査・評価と関連付けたうえで整理した。(2)シナリオの構築に関する検討:シナリオ構築手順を具体化するとともに、ガラス固化体の溶解と核種の浸出、オーバーパックの腐食、緩衝材の長期変遷について、現象理解に関する最新の知見を構造的に整理した。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討:緩衝材の分配係数と拡散係数、母岩の分配係数を対象として、パラメータ設定の方法論を検討し、その方法論に従った試行を行った。(4)知識情報の品質確保に関する検討:知識情報の品質を確保するための考え方や手法を、(2)シナリオの構築で検討した状態設定に対する論拠に関する情報を例として検討した。
石川 真澄*; 金子 悟*; 北山 一美*; 石黒 勝彦*; 植田 浩義*; 若杉 圭一郎*; 篠原 伸夫; 奥村 啓介; 茅野 政道; 守屋 登康*
日本原子力学会和文論文誌, 8(4), p.304 - 312, 2009/12
ガラス固化体に関する品質管理では、おもに貯蔵や輸送の観点から重要となる項目が対象とされており、地層処分で対象とする長半減期核種は、これまで研究開発の対象とされてこなかった。ガラス固化体の長半減期核種インベントリ評価では、その信頼性向上に向けて技術開発し、実測データを取得する取り組みが不可欠である。われわれは照射履歴の明らかな使用済燃料の溶解液を用いて、核種の生成・壊変コード及び核データ・ライブラリーの信頼性を向上させるとともに、その適応性を検討する技術開発プログラムを開始した。ガラス固化体の品質管理課題を解決するためには、地層処分の分野ばかりでなく、原子力施設の運転,使用済燃料の再処理及び廃棄物のガラス固化の観点から包括的な研究が必要となる。本研究はこれらを統括する先端的技術開発である。
石黒 勝彦*; 植田 浩義*; 若杉 圭一郎*; 阪部 靖*; 北山 一美*; 梅木 博之; 高瀬 博康*
Engineered Barrier Systems (EBS) in the Safety Case; The Role of Modelling, p.167 - 180, 2007/02
我が国の公募方式による高レベル放射性廃棄物地層処分場のサイト選定アプローチでは、設計の柔軟性に特別の力点を置いている。処分場概念は与えられたサイト環境条件の特徴に適したものとして構築していく必要があり、原子力発電環境整備機構(原環機構)では第2次取りまとめの処分場概念を出発点として、人工バリアを含めた可能性のある幅広い設計オプションの検討を行っている。段階ごとの繰返しアプローチによる処分場概念構築を考慮に入れながら、システムの性能評価とプロセスの理解を目的としたモデル化の要件とその開発方針の検討が行われた。可能性のある一連の幅広い処分場概念を評価することができるよう、開発過程の初期段階ではニアフィールドに焦点を当て、長期の研究開発計画の中で今後モデル開発やデータベース整備を行っていくべき分野を「開発リスト」として抽出した。リストに掲げた項目のうち、原環機構ではさまざまな人工バリアのオプションや構成要素を柔軟に取り扱い評価することができる3次元の物質移動の計算機コードの開発に着手し、亀裂性媒体の岩盤中の坑道プラグが有するバリア性能の評価に適用した。
稲垣 八穂広*; 三ツ井 誠一郎*; 牧野 仁史*; 石黒 勝彦*; 亀井 玄人*; 河村 和廣*; 前田 敏克; 上野 健一*; 馬場 恒孝*; 油井 三和*
原子力バックエンド研究, 10(1-2), p.69 - 84, 2004/03
地層処分における高レベルガラス固化体の性能評価の現状について総説した。ガラス固化体の水への溶解及び核種浸出に関する現象理解は過去20-30年で大きく進展し、現時点で保守的な性能評価は可能であると考えられる。しかしながら、評価の信頼性向上の観点からは、長期の処分期間におけるガラス溶解反応メカニズムや各国で異なる実際の処分環境の影響についての基礎科学的理解をさらに深めるとともに、それらの成果を十分に反映した性能評価モデルの構築が望まれる。これら基礎研究の進展は処分システム全体の性能評価の信頼性向上、さらには処分システムの合理性や経済性の向上にも寄与できるものと期待される。我が国におけるガラス固化体の性能評価研究は、米国,フランス等における多角的な研究と比較して十分なものとは言えず、さらなる拡充が望まれる。
稲垣 八穂広*; 三ツ井 誠一郎; 牧野 仁史; 石黒 勝彦; 亀井 玄人; 河村 和廣; 前田 敏克*
JNC TN8400 2003-036, 53 Pages, 2003/12
JNC-TN8400-2003-036.pdf:0.51MB
我が国においては、実際の処分環境に適応した詳細な評価やデータ/モデルの検証といったガラス固化体の性能に関する充分な知見の構築が、地層処分の信頼性を客観的に示す上で重要な役割を果たすものと考えられ、更なる研究が必要とされている。 本稿では、ガラス固化体の性能評価に関するこれまでの研究成果を整理、検証した。また、各国の研究の現状を比較評価する事で、その信頼性向上に向けて今後我が国が取り組むべき研究課題を明らかにした。
若杉 圭一郎; 宮原 要; 牧野 仁史; 石黒 勝彦; 澤村 英範*; 根山 敦史*; 西村 和哉*
JNC TN8400 2003-022, 84 Pages, 2003/11
JNC-TN8400-2003-022.pdf:9.58MB
本検討では,第2次取りまとめのレファレンスケースで設定したガラス固化体と同様の仕様を想定したガラス固化体を対象に、キャニスタおよびオーバーパックによる遮へいの効果を考慮して、ガラス固化体からの放射線量を定量的に把握した。さらに,ガラス固化体からの放射線量の特徴を遮へいの観点から把握することを目的として,管理区域の基準値までガラス固化体からの放射線量を減衰させるために必要なコンクリート壁の厚さを評価した。
加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 石黒 勝彦; 内藤 守正; 梅木 博之
Health Physics, 0 Pages, 2002/00
高レベル放射性廃棄物地層処分システムの性能評価における生物圏評価は、地下水によって地圏から放出された核種が、さまざまなプロセスを通して人間の生活環境を移行し、人間へもたらす被ばくの影響を評価するものである。生物圏の具体的な評価としては、生物圏を、適切な指標(線量)に変換するための道具としてとらえるレファレンスバイオスフィアの概念が国際的に検討されており、この概念を地層処分システムの生物圏評価に適用しモデル化を行った。構築したモデルを用いて単位入力フラックスに対するステップ応答解析を行ったところ、ステップ応答の定常値が地圏からの核種フラックスを線量に変換するための換算係数として利用できることがわかった。
加藤 智子; 内藤 守正; 石黒 勝彦; G.Smith*
第1回アジアオセアニア放射線防護研究発表会(AOCRP-1), 0 Pages, 2002/00
地層処分研究開発第2次取りまとめにおける生物圏評価では、国際共同研究BIOMOVS IIおよびBIOMASSで検討されたレファレンスバイオスフィアの考え方を採用し、わが国における特徴を踏まえながら、生物圏評価モデルを構築し、天然バリアからの核種移行率を線量に換算する係数を算出した。
加藤 智子; 鈴木 祐二*; 石黒 勝彦; 内藤 守正; 池田 孝夫*; Richard, L.*
JNC TN8400 2001-013, 100 Pages, 2001/03
JNC-TN8400-2001-013.pdf:5.48MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価では、これまでサイトを特定せずわが国の幅広い地質環境に対応できるよう、処分場からの放射性核種が流入する場所として様々な地質環境との接点を想定した生物圏モデルを作成し、線量を推定してきた。現在、わが国の地層処分計画はこれまでの研究開発の段階から処分事業の段階に入り、概要調査地区の選定といった処分場建設地の選定プロセスが進められ、その進捗に応じてサイトに関する情報の質と量が高まっていくことが今後予想される。このため今後は、得られる情報の質と量に応じて生物圏モデルを適用できるよう、これまで作成してきたモデルをベースに予想される範囲で予めモデルを改良あるいは代替モデルを作成しておくことが重要となる。本検討では、海域を処分場からの放射性核種の流入域とする生物圏モデルについて、既存のモデルをベースに海域の環境に関する知見を取り込みながら代替モデルを作成し、そのモデル特性を既存のモデル(沿岸海域水モデルまたは沿岸海域堆積層モデル)との比較検討により把握することを試みた。具体的には、これまで沿岸の海域(沿岸海域水または沿岸海域堆積層)として一つに取り扱っていた海域について、その空間的な拡がりに着目し、海域と陸域との境界部における潮間帯および沿岸の海域よりも沖合いに位置する周辺海洋を、それぞれ処分場からの放射性核種の流入域として想定し代替生物圏モデルを作成した。
加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正; 石黒 勝彦; 池田 孝夫*; Richard, L.*
JNC TN8400 2001-003, 128 Pages, 2001/03
JNC-TN8400-2001-003.pdf:6.09MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価では、地下深部に埋設された高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種が地下水によって人間の生活環境に運ばれることを想定し、その移行プロセスと被ばく経路からなる生物圏モデルを作成して線量を推定する。安全評価は極めて長い時間を対象とするため、一万年先頃に到来すると考えられる地球規模の氷期などの気候変動により、地球規模で地表の環境は著しい影響を受けることが想定されるとともに、人間生活への影響も大きくなる。このような気候変動や関連する要因により、現在の生活環境と比べはるかに異なる環境に放射性核種が流入することを想定する必要がある場合には、その起こりうる将来の環境の状態と整合性を図った代替の生物圏モデルをいくつか想定しておくことが合理的であると考えられる。本報告書では、気候変動による生物圏システムへの影響を生物圏モデルに取り入れた場合、その影響がどの程度のものとなるかを把握することを目的に検討を行った。検討にあたっては、気候変動によるシステムへの影響の取り扱いについては世界中に現存する気候状態をアナログとして利用し、作成された生物圏モデルから求まる線量への換算係数を、現在の気候状態を想定したシステムのものと比較することによって行った。
加藤 智子; 石原 義尚; 内藤 守正; 石黒 勝彦; 鈴木 祐二*
サイクル機構技報, (6), p.31 - 41, 2000/03
高レベル放射性廃棄物地層処分システムの性能評価における生物圏評価は、地下水によって地圏から放出された放射性核種が、さまざまなプロセスを通して人間の生活環境を移行し、人間へもたらす被ばくの影響を評価するものである。生物圏の具体的な評価としては、生物圏を、適切な指標(線量)に変換するための道具としてとらえるレファレンスバイオスフィアの概念が国際的に検討されており、この概念を地層処分システムの生物圏評価に適用しモデル化を行った。本報では、構築したモデルを用いて算出した線量への換算係数をもとに、環境条件や地形の変化に応じて作成した種々の生物圏モデルの比較を試みた。
加藤 藤孝; 石原 義尚; 牧野 仁史; 石黒 勝彦
JNC TN8400 2000-002, 132 Pages, 2000/01
JNC-TN8400-2000-002.pdf:33.9MB
人工バリア構成要素の一つである緩衝材の仕様のうち、緩衝材厚さと緩衝材乾燥密度は核種移行遅延機能と関係するため、これらの設定がどのように核種移行挙動に影響するかを評価しておくことは性能評価の観点から重要であり、今後、処分計画の進展に伴い必要となるものと考えられる、サイトの条件に対して安全性と経済性をともに満たすような緩衝材仕様の検討の一助にもなるものと考えられる。このため、本研究では、緩衝材厚さと緩衝材乾燥密度をパラメータとして、それらの組合せを考慮した感度解析を行うことにより、緩衝材厚さ及び緩衝材乾燥密度の変化が人工バリア中核種移行挙動に及ぼす影響を評価し、地層処分研究開発第2次取りまとめにおいて設定された設計仕様(厚さと乾燥密度の関係)の緩衝材が有する核種移行遅延性能について考察した。その結果、緩衝材厚さ及び緩衝材乾燥密度の変化に対しては、分配係数が大きく、かつ、半減期が短い核種の緩衝材外側からの最大核種移行率の感度が大きくなった。また、緩衝材外側からの核種移行率を線量に換算して便宜上の指標として用いた場合、緩衝材厚さ及び緩衝材乾燥密度が地層処分研究開発第2次取りまとめにおいて設定された緩衝材仕様を満足していれば、総線量の最大値はほぼ10
Sv/yを下まわることが示された。これらの結果は緩衝材厚さと緩衝材厚さと緩衝材乾燥密度の仕様を安全性と経済性のバランスで総合的に判断して設定する際の一情報として用いることができるものと考えられる。
吉田 隆史; 石原 義尚; 石黒 勝彦; 仲島 邦彦*; 大井 貴夫
JNC TN8400 99-087, 41 Pages, 1999/11
地層処分システムの性能評価において、人工バリア中の核種移行に影響を及ぼす現象として、オーバーパックの腐食膨張および緩衝材の流出が挙げられている。このため、この二つの現象によって影響を受ける緩衝材パラメータ(緩衝材厚さ、空隙率、拡散係数)を変化させて人工バリア中核種移行の感度解析を行い、人工バリアから周辺岩盤への核種移行率の変動について調べた。オーバーパックの腐食膨張と緩衝材の流出を考慮し、緩衝材厚さ、空隙率、拡散係数を変化させて解析を行った結果から、この二つの現象は半減期が1万年未満の核種の移行率に対して大きな影響を及ぼすことが分かり、オーバーパックの腐食膨張はこれらの核種の最大移行率を減少させ、緩衝材の流出は逆に最大移行率を増加させることが示された。しかしながら、半減期が10万年を超える核種(例えば、Cs-135やNp-237など)の移行率については、オーバーパックの腐食膨張および緩衝材の流出による緩衝材パラメータの変化が最大移行率に及ぼす影響はほとんどないことが示された。
石原 義尚; 石黒 勝彦; 梅木 博之*
JNC TN8400 99-086, 17 Pages, 1999/11
地層処分システムの性能評価において重要となる放射性核種の一つにSe-79がある。最近の研究から、Se-79の半減期について、現在用いられている半減期(6.5
104年)よりも長い可能性のあることが示唆されている。このため、Se-79の半減期が変更された場合、わが国で考えられている地層処分システムの性能評価結果にどの程度の影響を及ぼすかについて調べた。地層処分研究開発第2次取りまとめにおけるレファレンスケースを対象として、Se-79の半減期を長くした場合の解析を行った結果、従来の評価結果に比べて、Se-79の人工バリアからの放射能単位の移行率は、約1桁程度減少した。しかし、天然バリア、特に断層破砕帯から帯水層へのSe-79の最大移行率は、これまでの半減期を用いた場合の最大移行率とほとんど同じであった。このことから、Se-79の半減期が最新の知見に基づいて長くなったとしても、Se-79に起因する線量は従来の評価結果に大きな影響を及ぼすことはないことが示された。
石原 義尚; 牧野 仁史; 大井 貴夫; 石黒 勝彦; 宮原 要; 梅木 博之; 赤坂 秀成*
JNC TN8400 99-085, 88 Pages, 1999/11
高レベル放射性廃棄物ガラス固化体中の放射性核種のインベントリは、地層処分システムの設計ならびに性能評価において、ソースタームとなる重要な情報である。ガラス固化体中の放射性核種のインベントリは、原子力発電所における初期装荷燃料の組成や燃焼度、および再処理工場における再処理条件等により異なる。わが国においては、日本国内で発生する固化体(JNFL,TVF)ならびに海外から返還される固化体(COGEMA,BNFL)が、将来、地層処分の対象となる。このため、これら複数の種類の固化体についてその特性を把握し、地層処分システムの性能を代表的に評価できるモデルガラス固化体を設定して、処分場の設計検討や性能評価を進める必要がある。本研究では、第2次取りまとめにおけるモデルガラス固化体の設定に資するため、将来地層処分の対象となる4種類の固化体について、燃焼条件や再処理条件等の変動要因を考慮してインベントリを比較し、各固化体の特性を把握した。この結果、ガラス固化体一本あたりの放射能量、発熱量、換算水量、および核種量は、各固化体間でそれほど大きな違いがないことが示された。
馬場 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正; 石黒 勝彦; 池田 孝夫*; Richard*
JNC TN8400 99-084, 254 Pages, 1999/11
地層処分の安全評価では、地下深部の処分場から放射性核種が地下水によって運ばれ、最終的に地表に到達することが想定される。その一部として、人間の生活環境における核種移行プロセスとこれによる被ばくの形態(被ばく経路)についてモデル化を行い人間への影響を推定することが必要となる(生物圏評価)。地層処分の安全評価は数万年以上の極めて長い時間を対象とするため、将来の人間生活の環境や様式の予測は困難であり、仮に予測したとしてもその評価は長期間安定に存在する地下深部の地質環境やそこに構築される人工バリアのものと比べ不確実性が大きい。そこで、生物圏を、人間生活の環境や様式の仮定を安全評価の目的に沿って整合性をとりながら合理的に設定し適切な評価指標に変換するための道具としてとらえるレファレンスバイオスフィア(Reference Biosphere)の概念が国際的に検討されている。本報告書では、レファレンスバイオスフィアの概念を取り入れ、わが国の地層処分安全評価に向けて作成した生物圏モデルについて報告する。現在わが国の地層処分概念は幅広い地質環境を対象とした検討が行われており、生物圏は地質環境と密接に関係することから、幅広い地質環境に対応した生物圏モデルを作成する必要がある。このため、地層処分の観点から地質環境と生物圏との接点について検討を行い、わが国の地質環境の幅に広く適用できる生物圏モデルの開発を行った。モデル化にあたっては、まず評価条件(Assessment Context)を設定し、それに基づいて生物圏における人間生活の環境や様式についての仮定を行った。次にこれらを勘案しながら、土壌や河川などといった生物圏のシステム構成要素を一定の大きさを有するコンパートメントとして取り扱い、放射性核種の移行経路に関わるモデル化を行った。これらの生物圏のシステム構成要素と人間との接点を考慮しながら、ICRP(国際放射線防護委員会)の決定グループの考え方をもとに個々の被ばくグループを設定した。このグループの設定にあたっては、今日のわが国にみられる平均的な生活様式を仮定した。コンパートメントによって構成されるモデルは、人間の生活環境の特徴に応じ、その数や経路を柔軟に変更できる利点を有する。これにより、幅広い地質環境に応じた種々の人間の生活環境に対し、コンパートメントを適切に組み合わせることでモデル
