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江橋 勝弘; 山口 徹治; 田中 忠夫; 荒木 邦夫*; 斉藤 正男*
JAERI-Conf 2005-007, p.242 - 247, 2005/08
地層試料を地下深部の還元性条件を維持した状態で採取・調整する方法を開発し、その方法が実施可能であることを実証した。地下深部の還元的雰囲気を維持させたままの条件下で最大深度200mまで掘削を行い、岩石試料と地下水試料を採取した。採取した地下水は、アルゴンガスでパージしながらステンレス製容器の中に採取し、ドライアイスで凍結化処理し、冷凍保存した。岩石コア試料は応力緩和防止をするために三軸加圧容器に収納し、梱包,移送,一時保管した。現在、採取した地層試料が地下深部の還元環境を維持しているか否かの確認を進めている。
熊田 政弘; 村岡 進; 下岡 謙司; 岡本 雅道*; 荒木 邦夫
JAERI-M 87-164, 24 Pages, 1987/10
高レベル放射性廃棄物の地層処分に際して、岩盤と廃棄物固化体容器との間に充てんされる緩衝材としては、ベントナイトが有力な候補材料に挙げられている。
熊田 政弘; 木村 英雄; 下岡 謙司; 中越 章雄*; 村岡 進; 柳田 剛*; 雨宮 清*; 犬竹 章郎*; 中村 治人; 荒木 邦夫
JAERI-M 86-044, 87 Pages, 1986/03
昭和58年度から花崗岩岩体中に原位置試験室を開設し、これまでの試験技術をもとに原位置での実験手法や評価手法を確立する為に岩盤加熱試験、元素移行試験及び材料耐久性私権を行ったので、その結果を報告する。岩盤加熱試験の結果、健岩部での実測温度は計算温度と良く一致する事、また亀裂部では地下水による熱の移動が無視できない事が分かった。ヒ-タ-近傍の亀裂部分では岩盤の歪み 及び透水性の変化が認められた。元素移行試験の結果、亀裂中での元素移行が支配的である事、及び岩体中での拡散も移行要因として重要である事が分かった.材料耐久試験では、10種の鋼種について熱処理した試料を用いて約75
Cで応力腐食割れ試験を行ったが、12ケ月経た時点で2,3のVノッチ試験片に応力腐食割れ感受性が認められた。
下岡 謙司; 宇都宮 透*; 川澄 脩*; 海蔵寺 忍*; 村岡 進; 田代 晋吾; 荒木 邦夫
JAERI-M 83-040, 55 Pages, 1983/03
高レベル放射性廃棄物処分場の建設及び廃棄物の埋設が周辺岩盤に及ぼす応力及び処分後の熱の影響を解析した。このため、掘削地圧及び熱応力についてモデル解析を行い、地層処分に関連する問題点を摘出した。この結果、処分場の温度分布に及ぼす坑道換気の影響は大きい事、即ち処分場閉鎖時期の選定は熱の観点から重要である事がわかった。一方力学的な影響に関しては、高レベル放射性廃棄物を岩盤中に埋設するとその崩壊熱により周辺の塑性域が拡大する事がわかった。但し塑性域の拡大に対する崩壊熱の影響は、掘削地圧の影響と比較すると小さく、この掘削地圧は岩盤にかかっている初期応力の状態に大きく左右される事がわかった。
線)照射によるコンクリートの挙動に関する研究村岡 進; 村瀬 欣伸*; 山形 茂; 中村 治人; 荒木 邦夫; 橘 宏行; 三友 昭市; 鷲野 正光; 山田 清承*; 山田 尚*; et al.
JAERI-M 83-004, 38 Pages, 1983/02
高レベル放射性廃棄物貯蔵施設の健全性を評価する基礎資料を得るために、線の照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響を調べた。所定の期間養生したコンクリートを、(1)線照射及び加熱環境、(2)加熱環境のみ、および(3)20C、相対湿度90%の気中環境の異なる3種類の環境下に、加熱温度を変えて(100C、160Cおよび190C)、所定の期間(300時間、600時間および1200時間)貯蔵した後、重量、圧縮強度、弾性係数、ポアソン比、寸法、および中性化の各種の物性変化を調べる実験を行った。その結果、最大1.0
10
R程度のオーダーの線照射量の範囲内においては、線照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響は明確ではなく、むしろ加熱による影響の方が支配的であることがわかった。
久保田 益充; 中村 治人; 荒木 邦夫
原子動力研究会年会報告書, p.1 - 31, 1983/00
群分離の研究開発は、高レベル再処理廃液(HLW)に含まれる長期にわたって有害な元素を分離し、その性状に応じた処理処分を行うことによって、HLW処分の安全性向上に役立てることを目的としている。本報告では、群分離の目的と諸外国及び原研での群分離、消滅処理についての評価結果、および原研における群分離の評価と今後の課題等について概説した。
幕内 恵三; 片貝 秋雄; 萩原 幸; 荒木 邦夫
色材協會誌, 56(6), p.389 - 394, 1983/00
抄録なし
幕内 恵三; 片貝 秋雄; 伊藤 洋; 早川 直宏; 荒木 邦夫
色材協會誌, 56(6), p.381 - 388, 1983/00
メタクリル酸メチルの放射線乳化重合を0C~19Cで行った。重合温度、乳化剤濃度及び線量率によらず、重合は2段階で進行した。重合率70%前後までの第1段階では、重合速度は大きく、分子量は重合率とともに大きくなった。第2段階では、重合速度は小さく、分子量は重合率とともに小さくなった。エマルション中のメタクリル酸メチルの分布状態を高分解能NMRにより求め、第2段階での分子量低下は、ポリメタリル酸メチルの放射線による崩壊が共存するメタクリル酸メチルによって促進されるためであることを明らかにした。
幕内 恵三; 朴 完彬*; 高木 徹*; 片貝 秋雄; 荒木 邦夫
色材協會誌, 56(2), p.80 - 87, 1983/00
エマルション状態でのポリマーの橋かけ機構とその促進法を、酢ビエマルションやアクリルエマルションを用いて検討した。i-プロパノールなどのラジカル捕捉剤の添加効果から、エマルションポリマーの橋かけは、水の放射線分解生成物であるOHラジカルによって促進されることを明らかにした。さらに橋かけを促進するため、一連のポリエチレングリコール ジメタクリレートの橋かけ促進効果を比較した。その結果、この種の多官能性モノマーの添加により、橋かけは促進され、その効率はエマルション中のポリマーに依存することを明らかにした。親水性の多官能性モノマーを用いて橋かけしたエマルションポリマーからは、吸水しても白化しないフィルムが得られた。
下岡 謙司; 須田 真太郎*; 荒木 邦夫
JAERI-M 82-163, 47 Pages, 1982/11
地下深部における岩盤の熱伝導率を測定する手法として、ヒーター加熱による岩盤の温度上昇から熱伝導率を求める手法について述べたものである。変朽安山岩体内部で地表面下約90mの深さの坑道側壁に、水平・平行に6本のボーリング孔を壁面から2.5m~4.5mの深さに掘り、そのうち1本に電気ヒータを設置し開口部をセメントで埋めた。他の5本にはヒータ中心からの距離0.5~2.0mで熱電対11本を埋め込み開口部を全てセメントで塞いだ。47mm
、長さ1mのヒータに、出力880Wで61日間通電し、周囲の岩盤の温度上昇を測定した。岩盤の熱伝導率は、岩盤が均質で無限大であり、熱伝導率は温度に依らず一定、という仮定のもとに定常計算により求められ、2.1W/m・Cという値が得られた。この値はコアーサンプルの実験室での測定値1.5~1.6W/m・Cと比較するとわずかに大きな値である。
降矢 喬*; 村岡 進; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; 泊里 治夫*; 藤原 和雄*; 福塚 敏夫*
JAERI-M 82-061, 28 Pages, 1982/07
高レベル放射性廃棄物取扱施設の安全性評価研究の一環として、高レベル廃棄物の中間貯蔵を想定し、キャニスター、オーバーパック及び貯蔵施設用金属材料として有望視されているSUS304、SUS304L、SUS304EL、SUS309S、Incoloy825、Inconel600、Inconel625及びSMA5の8種について応力腐食割れに及ぼす線の影響に関する検討を行った。その結果、水冷貯蔵を想定した条件下では鋭敏化ステンレス鋼は、線照射により応力腐食割れ感受性を示した。これは線照射により環境条件の変化 即ち水の放射線分解によりO
等が生成することによるものと考えられる。それ以外の鋼種では、SMA50が全面に錆が発生した以外は異常がなかった。又、非照射下でも鋭敏化ステンレス鋼は、微量Cl
と溶存Oの共存下では粒界応力腐食割れを生じることが確認された。空冷貯蔵を想定した大気中放置下での線照射下では、いずれの材料も応力腐食割れ感受性を示さないことがわかった。
山形 茂*; 下岡 謙司; 妹尾 宗明; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 9432, 18 Pages, 1981/04
地層処分の総合的安全評価の一環として、花崗岩に対するセシウム元素の分配係数を測定した。その結果、溶液中のセシウム濃度が一定のときは、花崗岩の試料粒度にかかわらず単位重量当りの花崗岩へのセシウム吸着量は、ほぼ一定の値を取り、この値から計算される分配係数の値もほぼ一定の値を取ることが明らかになった。また、花崗岩へのセシウム吸着量から計算される分配係数について、少くともセシウム濃度約5
g/mlから1000g/mlの範囲では、分配係数は20~1ml/gまで変化し、濃度依存性が認められるが、一方これより低いセシウム濃度範囲では分配係数の値は約20ml/gとなり、濃度依存性が認められなくなることが推定された。
荒木 邦夫; 満木 泰郎*; 進士 義正; 石崎 寛治郎*; 峯岸 敬一*; 須藤 儀一*
JAERI-M 9389, 13 Pages, 1981/03
低・中レベル放射性廃棄物の処理処分容器としてポリマー含浸コンクリートを用いて研究してきた。本研究は次の2段階で実施した。(1)、60l(200lドラム缶の2/3寸法モデル)容器を用いたコールドおよびホット試験による予備評価、(2)200l(実寸法)容器を用いたコールド試験による容器の寸法効果である。60l容器と200l容器はそれぞれ500kg/cm
と700kg/cmの耐圧容器として検討した。500kg/cmと700kg/cmの外水圧力の載荷によって、PIC容器は良好な状態を保持し、実測された最大ひずみはそれぞれ60l容器と200l容器の外側胴中央部円周方向でおよそ138010
と395010を示した。RIの促進浸出試験をJMTRから排出した濃縮廃液を容器中に直接入れて400日間イオン交換水中に浸漬したが、放射性核種の浸出は認められなかった。その結果、PIC容器は低・中レベル放射性廃棄物の処理処分用に適していると評価された。また、容器の寸法効果も認められなかった。速報である。
馬場 恒孝; 阿部 清治; 小林 健介; 田代 晋吾; 佐藤 一男; 荒木 邦夫
JAERI-M 9388, 50 Pages, 1981/03
高レベル放射性廃棄物を地層処分した時、この廃棄物の崩壊熱による発熱で周辺地層の温度上昇がおこる。この周辺地層の温度分布を評価するために、計算コード「HOT」を開発した。「HOT」は定常または非定常の熱伝達の問題として、複雑な地層内の温度分布を計算するために作られたもので、三次元有限差分法を採用している。本コードによる計算の対象領域は直方体(例えば、1000m1000m5000m)であり、この領域は幾つかの岩石層から成るとし、計算に先立って岩石層を定めることができるものとした。HOTコードの特徴は、あらかじめ大きな領域で計算を行い、その結果を境界条件として小さな領域での計算を実行できることである。本コードはFORTRAN-IVで書いており、使用計算機はFACOM-M200である。
村上 隆; 田代 晋吾; 荒木 邦夫
JAERI-M 9386, 25 Pages, 1981/03
高レベル放射性廃棄物はガラス固化した後、地層処分するのが適当だと考えられている。一方、より優れた性能の固化体を作成するために様々な代替固化法が開発されている。このうち、SupercalcineとSYNROCは、廃棄物元素を結晶構造の中に閉じ込め、強い化学結合でそれらを保持しようとするもので、固化体自体は合成鉱物で構成される。この小論ではSupercalcineとSYNROCの組成、製法、熱力学的安定性、浸出率、放射線損傷に重点を置き、これらの特徴的な固化体の紹介をする。
石崎 寛治郎*; 岡川 誠吾; 大内 康喜; 伊藤 彰彦; 簗 尚*; 浅見 晃*; 峯岸 敬一*; 和達 嘉樹; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 9380, 59 Pages, 1981/03
日本原子力研究所と秩父セメント株式会社で共同開発したPIC容器の安全性に関して、耐圧型と均圧型の2種類の容器を使用し、RIとしては
Csと
Csを用いた。ホット供試体はRIを布ウエス中に散布したもの(2)など4体である。外水圧試験は深海底5,000mの条件を模擬した条件で24時間保持した。ウエスを収納した容器に関しては高水圧試験後、常温常圧下で長期(400日程度)の浸出試験を実施中である。その結果、(1)均圧型PIC容器は250kg/cmまで耐圧性を有し、以後均圧化するが均圧後も500kg/cmの外水圧力で破壊等の異常のないことが明らかとなった。(2)耐圧型PIC容器は500kg/cm外水圧力下で、十分な耐圧強度と不透水性を有し、RIの浸出抵抗性に優れていることが確認された。(3)ウエスを収納したPIC容器の長期浸出試験(144日まで)の結果、均圧型PIC容器ではCsの浸漬日数の平方根に比例して増加するのに対し、耐圧型PIC容器では全く浸出していなかった事が判明した。
上薗 裕史; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 9387, 13 Pages, 1981/02
14wt%の模擬廃棄物を含有するホウケイ酸ガラス固化体について、ソックスレー型の抽出器を備えたオートクレーブを使用して、100~280C(64気圧)の温度範囲で浸出試験を行った。ガラス同化体の浸出挙動は浸出温度によって著しく変化し、220C付近を境にして浸出機構に差が認められた。220C以下では、主として拡散と溶解によって浸出が進み、Na、B、Moについては試料の約60%が溶解する時点で、浸出が終了する。NA、B、Moの選択的浸出が進むと、シリカの細目構造も切断され、ガラス表面のSiゲル層も徐々に溶解する。220C以上の温度では、浸出液からの結晶化、ゲル化の進行、ガラス表面の亀裂の進行が見られ、浸出機構が変化する。
降矢 喬; 妹尾 宗明; 馬場 恒孝; 加藤 修; 三田村 久吉; 上薗 裕史; 熊田 政弘; 村上 隆; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; et al.
JAERI-M 9378, 13 Pages, 1981/02
使用済み核燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃棄物の固化処理法として、世界的にホウケイ酸ガラス固化技術を中心として研究開発か進められている。我国でもこの方向で開発が進められており、現在、海外に委託している使用済み燃料の再処理に伴ない返還される廃棄物固化体への対応が緊急の問題となっている。本報では、この固化体の受け入れに対する安全性の検討の一助とするため、前報に引続き各国で実用化を前提として開発されている組成の20~30%廃棄物含有ガラス固化体の諸物性(外観、密度、熱伝導率、軟化温度、失透温度および浸出率)を求めガラス固化体の廃棄物含有率が諸物性に与える影響を明らかにした。さらに、得られた物性値を用いて、或る想定した冷却システムにおけるガラス固化体の中心温度と軟化温度との関係および浸出率と最大水中許容濃度との関係よりガラス固化体の廃棄物含有率の上限値を推算した。
石崎 寛治郎*; 土尻 滋; 田村 保彦*; 本田 忠博*; 森山 昇; 浅見 晃*; 峯岸 敬一*; 和達 嘉樹; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 9263, 22 Pages, 1981/01
原研と秩父セメント(株)で共同開発したPIC容器の放射性廃棄物プラスチック固化体への適応性を、主として、耐熱性、遮蔽性の面から検討した。その結果、(1)PIC容器は十分な耐熱性を有している、(2)PIC容器のビルドアップ係数はMXで近似できる、(3)輸送基準を満足する200lPIC容器の最大放射能収納量は140mCiであり、原子力発電所から発生する主な廃棄物である濃縮廃液、粒状樹脂および凝縮水浄化系脱塩器の器の粉状樹脂については、その均一固化体の輸送容器として使用できることが判明した。
下岡 謙司; 石崎 寛治郎*; 岡本 雅道*; 熊田 政弘; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 9247, 28 Pages, 1980/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、廃棄物から発生する崩壊熱の岩石に及ぼす影響を考慮し、岩石の耐熱性の観点から廃棄物固化体の処分条件を設定することを目標に岩石の熱特性について検討した。我が国の地層を構成する代表的な岩石である珪藻土、流紋岩、変朽安山岩、砂岩、石灰岩、玄武岩、花崗岩、ゼオライト質岩、安山岩および凝灰岩に関して、比熱、熱伝導率、熱膨張率、一軸圧縮強度および示差熱分析等の熱物性を測定し、これらの結果に基づき処分地層としての岩石の耐熱性について高察を試みた。速報である。凝灰岩(
1450C)、安山岩(1300C)、ゼオライト質岩(1250C)、花崗岩(1200C)、玄武岩(1150C)がかっこ内に示した融点まで比較的安定した耐熱性を有することがわかった。石灰岩は650Cで脱炭酸を生じ、珪藻土(200C)、流紋岩(450C)、砂岩(600C)、変朽安山岩(500C)はそれぞれの温度で分解が起こるので、これ以下の温度で工学的貯蔵をする必要がある。
