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尾上 博則*; 吉田 芙美子*; 浜本 貴史*; 三枝 博光*; 石田 圭輔*; 澤田 淳
NUMO-TR-24-03; 技術開発成果概要2023, p.71 - 75, 2024/10
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2023年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」で2023年度に実施した割れ目系岩盤を対象とした水理地質構造モデルの妥当性確認手法の検討に関する成果についての概要をまとめたものである。
松原 竜太*; 浜本 貴史*; 石寺 孝充
NUMO-TR-24-03; 技術開発成果概要2023, p.65 - 70, 2024/10
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2023年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」で2023年度に実施したベントナイトコロイド影響評価に用いるデータ取得に関する成果についての概要をまとめたものである。
浜本 貴史*; 小池 彩華*; 石寺 孝充; 岩田 孟; 深津 勇太; 種市 やよい
NUMO-TR-24-03; 技術開発成果概要2023, p.85 - 86, 2024/10
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2023年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」で2023年度に実施したサイト調査を反映した核種移行パラメータ設定の方法論の検討及びデータ拡充に関する成果についての概要をまとめたものである。
小池 彩華*; 石田 圭輔*; 浜本 貴史*; 三原 守弘
NUMO-TR-24-01; 技術開発成果概要2022, p.98 - 101, 2024/05
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2022年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」で2022年度に実施したTRU等廃棄物の安全評価における核種溶出モデルの改良に関する研究成果についての概要をまとめたものである。
松原 竜太*; 浜本 貴史*; 石寺 孝充
NUMO-TR-24-01; 技術開発成果概要2022, p.91 - 94, 2024/05
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2022年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」で2022年度に実施したベントナイトコロイド影響評価研究に関する成果についての概要をまとめたものである。
浜本 貴史*; 深津 勇太
NUMO-TR-24-01; 技術開発成果概要2022, p.95 - 97, 2024/05
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2022年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」で2022年度に実施した割れ目が卓越した母岩中の核種移行モデルに関する原位置試験データを用いた妥当性確認に関する成果についての概要をまとめたものである。
浜本 貴史*; 石寺 孝充; 笹本 広
NUMO-TR-24-01; 技術開発成果概要2022, p.87 - 90, 2024/05
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2022年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」で2022年度に実施したオーバーパック及びセメントとの相互作用による緩衝材の長期変質挙動の研究に関する成果についての概要をまとめたものである。
浜本 貴史*; 石寺 孝充; 舘 幸男
NUMO-TR-24-01; 技術開発成果概要2022, p.102 - 103, 2024/05
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2022年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」で2022年度に実施したサイト調査を反映した核種移行パラメータ設定の方法論の検討及びデータの拡充に関する成果についての概要をまとめたものである。
浜本 貴史*; 石田 圭輔*; 石寺 孝充
NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.58 - 61, 2023/03
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2021年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」において2021年度に実施した「ベントナイトコロイドによる核種移行への影響評価モデルの高度化」に関する成果の概要を取りまとめたものである。
市川 希*; 浜本 貴史*; 石寺 孝充; 笹本 広
NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.55 - 57, 2023/03
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2021年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」において2021年度に実施した「オーバーパック/セメントと緩衝材との相互作用による長期変質挙動の研究」に関する成果の概要を取りまとめたものである。
浜本 貴史*; 石田 圭輔*; 舘 幸男
NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.62 - 64, 2023/03
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2021年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」において2021年度に実施した「実データを用いた母岩基質部の核種移行モデルの妥当性確認」に関する成果の概要を取りまとめたものである。
小池 彩華*; 石田 圭輔*; 浜本 貴史*; 三原 守弘
NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.74 - 77, 2023/03
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2021年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」において2021年度に実施した「セメント系材料内を対象とした核種移行解析モデルの高度化」に関する成果の概要を取りまとめたものである。
浜本 貴史*; 石田 圭輔*; 石寺 孝充; 舘 幸男
NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.88 - 89, 2023/03
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2021年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」において2021年度に実施した「サイト調査を反映した核種移行パラメータ設定の方法論の検討及びデータの拡充」に関する成果の概要を取りまとめたものである。
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.
浜本 貴史*; 松原 竜太*; 澁谷 早苗*; 陶山 忠宏*; 舘 幸男
JAEA-Data/Code 2017-014, 31 Pages, 2018/03
JAEA-Data-Code-2017-014.pdf:2.1MB
JAEA-Data-Code-2017-014-appendix(CD-ROM).zip:0.61MB
現在、原子力発電環境整備機構(NUMO)と原子力機構(JAEA)の双方で、地層処分の安全評価手法の開発を進めている。これら安全評価に資するため、国内外の最新の知見を踏まえたパラメータ設定手法の構築を、NUMOとJAEAで共同研究として実施している。本報では、この共同研究の一環として実施した、収着・拡散データベースの拡充のための国内外の最新の収着・拡散データの調査と信頼度評価の結果を報告する。今回の調査では、堆積岩とセメント系材料を中心に調査と信頼度評価を行い、収着データとしては、文献数19件、データ数1、746件、拡散データとしては、文献数25件、データ数593件分について、収着・拡散データベースの中で利用可能な形式でデータを整備した。
浜本 貴史*; 澁谷 早苗*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*; 山田 基幸*; 舘 幸男
Proceedings of 6th East Asia Forum on Radwaste Management Conference (EAFORM 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/12
NUMOでは日本における地層処分の成立性と安全性を示すためのジェネリックなセーフティケースを開発している。このセーフティケースにおける安全評価のために、3種類の母岩を対象として分配係数及び実効拡散係数パラメータを設定するとともに、その不確実性や今後の課題について議論した。
斉藤 拓巳; 浜本 貴史*; 水野 崇; 岩月 輝希; 田中 知*
Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 30(6), p.1229 - 1236, 2015/06
被引用回数：16 パーセンタイル：63.62(Chemistry, Analytical)流動場分画法とICP-MSを組み合わせることで、花崗岩系地下水および堆積岩系地下水に含まれるコロイドの連続的なサイズ分布と元素組成を評価した。花崗岩系地下水には、10nm以下と140nm以上の領域に、有機物コロイドや無機元素が存在していた。10nm以下に存在する有機物コロイドは発色団と蛍光団の分布の点で異なる複数の成分からなり、蛍光団に富む有機物コロイドと大部分の無機元素のサイズ分布が対応していた。堆積岩系地下水では、5nm以下のサイズ領域に、有機物コロイドと無機コロイドが存在し、より大きなサイズ領域に、無機コロイドが存在した。有機物コロイドはサイズと発色団と蛍光団の分布の点で均質であった。無機微量元素のサイズ分布は、元素によって異なり、異なるホスト相の存在が示唆された。
石寺 孝充; 澁谷 早苗*; 浜本 貴史*
no journal, ,
In the geological disposal of high-level radioactive waste, Ra-226 is one of the relevant radionuclides for the safety assessment. In this study, the sorption behavior of Ba and Ra on Na-type and Ca-type montmorillonite was investigated by batch sorption experiments to confirm the applicability of Ba sorption data as an analogue for Ra. The results of sorption experiments indicated that the there was no significant difference in the selectivity coefficients and surface complexation constants of Ba and Ra. This implies that the sorption data of Ba can be applied to estimate the sorption of Ra both on Na-type and Ca-type bentonite.
後藤 考裕*; 松原 竜太*; 浜本 貴史*; 藤崎 淳*; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹
no journal, ,
ガラスの長期溶解モデルに反映することを目的として、50
C及び80C、窒素雰囲気において炭素鋼片および模擬ガラス片の共存条件で浸漬試験を実施した。比較のため、炭素鋼片または模擬ガラス片のみの条件での浸漬試験も実施した。浸漬終了後、液相分析および固相分析を実施し、ガラスの規格化浸出速度を算出するとともに、炭素鋼片表面生成固相を同定した。ガラスの規格化浸出速度(平均値)は、炭素鋼共存条件では50Cで1.1
10
g/m
/d、80Cで3.010g/m/dとなった。模擬ガラス片のみの条件では、50Cで2.910
g/m/d、80Cで9.210g/m/dが得られており、炭素鋼共存による規格化浸出速度の増加は約3倍となった。また、炭素鋼片の表面をエックス線回折法で分析したところ、50Cおよび80Cのいずれの試料においても磁鉄鉱等の腐食生成物は検出されず、80Cの条件で鉄ケイ酸塩鉱物と推測されるピークが検出された。これは、液相データに基づくGeochemist's Workbenchによる固相の推定結果や炭素鋼共存系での既往研究の結果と一致する。
後藤 考裕*; 松原 竜太*; 浜本 貴史*; 藤崎 淳*; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹
no journal, ,
ガラスの長期溶解モデルに反映することを目的として、50C及び80C、窒素雰囲気において炭素鋼片及び模擬ガラス片の共存条件で浸漬試験を実施した。比較のため、炭素鋼片または模擬ガラス片のみの条件での浸漬試験も実施した。浸漬終了後、液相分析及び固相分析を実施し、ガラスの規格化浸出速度を算出するとともに、炭素鋼片及びガラス片の表面に生成した固相を同定した。炭素鋼共存条件におけるガラスの規格化浸出速度(平均値)は、模擬ガラス片のみの条件の約2倍となった。また、炭素鋼片の表面をエックス線回折法で分析したところ、50C及び80Cのいずれの試料においても磁鉄鉱等の腐食生成物は検出されず、鉄ケイ酸塩鉱物と推測されるピークが検出された。また、透過型電子顕微鏡及び電子線回折を用いた分析により、ガラス表面に鉄ケイ酸塩鉱物が存在することを確認した。以上の結果は、地球化学計算コードによる固相の推定結果や炭素鋼共存系での既往研究の結果と一致する。
