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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。
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。
田窪 勇作*; 高山 裕介; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*
NUMO-TR-24-01; 技術開発成果概要2022, p.109 - 112, 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年度に実施した原位置試験データを用いたTHMC(熱-水-力学-化学)連成現象評価技術の高度化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。
尾上 博則*; 三枝 博光*; 石田 圭輔*; 澤田 淳
NUMO-TR-24-01; 技術開発成果概要2022, p.113 - 117, 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ネットワークを対象とした物質移行モデルの妥当性評価に関する成果についての概要をまとめたものである。
松川 圭輔*; 里田 啓*; 西田 明美; Guo, Z. H.*
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03
巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造物の地震時挙動を把握し現実的応答解析を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に鉄骨造配管支持構造物(以下、パイプラックと称す)の部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。前報のその1及びその2では、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、プラント鉄骨構造物の接合部を対象として、弾性及び弾塑性領域における接合部の現実的な半剛接の剛性評価を実施し、接合部の簡易モデルを提案し、得られた結果について報告した。本論文では、前報までの接合部に着目したモデルではなく、パイプラック全体をモデル化し、パイプラックシステムとしての地震時挙動を把握することを目的に、地震応答解析による現実的応答解析・評価を実施する。3次元詳細解析による解析結果と、従来設計で用いられる梁要素によるパイプラックシステムの立体骨組構造の接合部に前報で提案した接合部の簡易モデルを適用した解析を実施し、双方の解析結果を比較し、得られた知見を整理する。これにより、梁要素を用いた実用レベルでの地震応答解析手法の高精度化を図ることが可能と考えられる。得られた成果を原子力施設の鉄骨構造物のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。
尾上 博則*; 三枝 博光*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*; 澤田 淳
NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.78 - 80, 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「地下水流動・物質移行モデルの妥当性評価に係る方法論の整備」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。
田窪 勇作*; 高山 裕介; 市川 希*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*
NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.68 - 71, 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「原位置試験データを用いたTHMC(熱-水-力学-化学)連成現象評価技術の高度化に関する研究」の成果の概要を取りまとめたものである。
松原 竜太*; 石田 圭輔*; 三ツ井 誠一郎; 稲垣 八穂広*; 大窪 貴洋*
NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.65 - 67, 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「ガラス固化体の変質層による溶解速度の低減現象に係る根拠情報の拡充」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*; 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。
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。
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。
田窪 勇作*; 高山 裕介; Idiart, A.*; 田中 達也*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*
Proceedings of 2022 International High Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2022) (Internet), p.906 - 915, 2022/11
地層処分場の設計では、ベントナイト中のモンモリロナイトの熱変質による安全機能の低下を防止するため、ベントナイトが使用される緩衝材や埋め戻し材の温度を100度以下に抑えることが一般的な設計要件となっており、これまでの設計検討では、熱伝導解析を用いて緩衝材温度が100度未満となることが確認されてきた。しかし、ベントナイトの状態の不確実性や人工バリア材料間の隙間などの施工上の不確実性などといった緩衝材温度を上昇させる可能性がある要因については考慮できておらず、評価をより現実的にするにはこれら不確実性の影響を考慮する必要がある。そこで本研究では、より現実的かつ100度以上の温度環境も含めた緩衝材の状態評価を行うための解析モデルの開発を開始した。また本研究では、処分場環境の不均一性に起因した緩衝材の状態変遷の不確実性も含めた予測評価を行うことを目指している。本稿では、100度以上の高温域も含めたTHMC連成解析モデルの段階的開発プロセスの概要を紹介するとともに、緩衝材の状態変遷の不確実性を定量化するために実施したTH連成現象を支配するパラメータの調査及びそのパラメータの不確実性を考慮した既存のTH連成解析技術の適用性の確認の試行結果について報告する。
小林 大輔; 山本 昌彦; 西田 直樹; 三好 竜太; 根本 良*; 林 宏幸*; 加藤 圭将; 西野 紗樹; 久野 剛彦; 北尾 貴彦; et al.
日本保全学会第18回学術講演会要旨集, p.237 - 240, 2022/07
東海再処理施設のグローブボックスに取付けられているグローブは、一律に使用期限を定めて定期的に交換している。ゴム製品であるグローブは、使用環境(使用頻度,化学薬品,放射線等)により、劣化度合いが異なることが外観上からも推察される。本件では、様々な使用環境下で定期交換したグローブの物性値(引張強さ,伸び率,硬さ)を測定し、新品グローブの物性値との比較により、劣化の程度並びに使用可能年数を推定した。その結果、外観に異常の無いグローブは、新品グローブの受入基準値以上の物性値であることが分かった。また、外挿した物性値からはこれまで報告されたグローブ損傷時の物性値よりも十分に大きいことから、外観に異常が無く定期的に交換するグローブの物性に劣化は見られず、グローブの使用可能年数は8年と推測された。
西田 明美; 村上 高宏*; 里田 啓*; 浅野 祐也*; Guo, Z. H.*; 大嶋 昌巳*; 松川 圭輔*; 中島 憲宏
Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07
巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造の地震時挙動を把握し現実的応答解析を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。その1では、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、鉄骨部材からなるプラント構造の接合部を対象として、弾性領域における接合部の現実的な半剛接の剛性評価を実施し、得られた結果について報告した。本論文では、弾塑性載荷実験の結果と比較することで弾塑性領域における3次元詳細解析手法の妥当性を確認するとともに、その1と同じ接合部モデルを用いて数値実験を実施し、得られた知見を述べる。具体的には、プラント構造の設計に利用されるフレームモデルの回転ばね要素の非線形関数を定義するための重要なパラメータを、回転剛性,降伏点,塑性回転量などの観点で整理し、接合部の塑性変形を含む現実的な剛性評価のための見通しを得た。得られた成果を原子力施設の鉄骨構造接合部のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。
石田 圭輔*; 三ツ井 誠一郎
日本原子力学会誌ATOMO
, 64(4), p.221 - 226, 2022/04
本稿は、日本原子力学会誌の連載講座「オールジャパンでとりくむ地層処分のいま」の第5回であり、閉鎖後長期における安全評価の枠組みやシナリオの構築に関わる最新の研究開発の現状について紹介するものである。
古屋 治*; 藤田 聡*; 牟田 仁*; 大鳥 靖樹*; 糸井 達哉*; 岡村 茂樹*; 皆川 佳祐*; 中村 いずみ*; 藤本 滋*; 大谷 章仁*; et al.
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 6 Pages, 2021/07
新規制基準では、深層防護を基本とし、共通要因による安全機能の一斉喪失を防止する観点から、自然現象の想定の程度と対策を大幅に引き上げ、機能維持と安全裕度の確保のための対策の多重化と分散化及び多様性と独立性が強化されている。このような中、設計基準を超える地震を含む外部ハザードに対して、設計基準事故及びシビアアクシデントの対策のための設備の機能喪失と同時に、重大事故等に対処する機能を喪失しないことを目的として、特定重大事故等対処施設の設置が定められた。当該施設の設備では、設計基準を一定程度超える地震に対して機能確保できる頑健性を有する設備が求められている。一方、安全性向上評価においては、確率論的リスク評価や安全裕度評価により設計上の想定を超える範囲も含めた評価が行われるため、耐震重要設備の耐力に係る知見を拡充させることが重要である。本報では、耐震重要設備の機能維持に対する考え方や地震を対象に考慮すべき損傷指標等に係る知見の調査と検討結果をまとめる。
西田 明美; 村上 高宏*; 里田 啓*; 浅野 祐也*; Guo, Z.*; 松川 圭輔*; 大嶋 昌巳*; 中島 憲宏
Transactions of the 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08
巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造の地震時挙動を把握し現実的応答評価を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。本論文では、その第一歩として、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、鉄骨部材からなるプラント構造の接合部を対象として、接合部の有する現実的な剛性等を把握することを目的とする。複雑に組み合わされた部材からなる接合部の3次元詳細モデルを作成し、パラメトリックスタディを行った結果、プラント構造の接合部仕様によっては半剛接合とみなせることを確認し、接合部の現実的な剛性評価のための見通しを得た。得られた成果を原子炉建屋の屋根トラスや排気塔等の鉄骨構造接合部のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。
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*; 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。
