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坂巻 景子; 片岡 理治; 前田 敏克; 飯田 芳久; 鴨志田 美智雄; 山口 徹治; 田中 忠夫
Corrosion Engineering, Science and Technology, 49(6), p.450 - 454, 2014/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)地層処分環境下において人工バリアの一つであるオーバーパックは地下水と接触し、腐食する。処分場閉鎖直後は、酸素が存在するため酸化的雰囲気であるが炭素鋼の腐食等で酸素が消費され還元性雰囲気になると考えられる。酸化還元電位(Eh)の低下は廃棄中に含まれる
Se等の地球化学的挙動に影響するため、地層処分の安全評価を行う上で重要な評価項目である。本研究では、Eh変動を模擬する炭素鋼腐食試験を行い、その結果を用いてEh変動評価モデルの妥当性を検証した。ベンチマーク計算では最近公表された知見を反映したモデルも用いて、2ケースの計算を行った。それぞれのケースでEhを決定づける酸化還元反応は異なったが、Eh評価結果には大きな差はなくいずれのケースも300日以降において実験値と整合した。
concrete/clay interactions at the Tournemire URL山口 徹治; 片岡 理治; 澤口 拓磨; 向井 雅之; 星野 清一; 田中 忠夫; Marsal, F.*; Pellegrini, D.*
Clay Minerals, 48(2), p.185 - 197, 2013/05
被引用回数：3 パーセンタイル：10.27(Chemistry, Physical)セント系材料によって引き起こされる高アルカリ環境は、放射性廃棄物処分場のベントナイト粘土緩衝材の力学的又は化学的特性を劣化させる可能性がある。長期に渡るコンクリート/粘土系の変化を評価するためには、物理-化学モデルと多くの入力パラメータが必要となる。この長期評価に信頼性を付与するためには、コンクリート/粘土系を対象とした、化学反応を伴う物質移行を解析するコードを開発し、検証する必要がある。この研究では、PHREEQCをベースとする、化学反応を伴う物質移行解析コード(MC-CEMENT ver.2)を開発し、原位置におけるコンクリート/粘土岩の接触部における鉱物変化の観察結果と計算結果を照合することにより、検証した。計算は鉱物の変化が1cm以内に限定されていること、カルサイトやCSHの生成、石英の溶解、粘土岩側での間隙率の低下及びコンクリート側での上昇などを再現した。これらの一致は、実験室規模、1年程度の実験に基づくモデルが、より長い時間に適用できる可能性を示している。計算で粘土の溶解や石コウの生成が再現されなかったことは、われわれのモデルに未だ改善の余地があることを示している。
佐藤 和義; 橋本 正義*; 永松 伸英*; 薬研地 彰; 関谷 重樹*; 高橋 英雄*; 本橋 啓一*; 荻野 俊治*; 片岡 敬博*; 大橋 祐則*; et al.
JAEA-Technology 2006-006, 587 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-006.pdf:46.04MB
本報告書は、ITER施設の国内誘致に備え、その中心的な役割を担うトカマク建家内の配置について検討した結果をまとめたものである。配置計画を策定するにあたり、非サイト依存設計で主要機器を中心に設計がなされている最終設計報告書をもとに、サイトに適合できるようITERを構成する設備を系統立てて分類するとともに補足設計が必要と思われる箇所について検討を行った。また、国内立地にあたり、日本の安全確保の考え方に適合した安全確保上評価が必要な項目について追加の検討を行った。その結果、トカマク建家とホットセル建家を複合化し一体として免震建家とすることを新たに提案し、建設から運転を通した人・機器の動線や保全計画についても併せて考慮した配置計画案を作成した。本配置案は、最終的にはITER国際事業体にて決められるべきものであるが、建設時のベースとなる基本設計の有力な候補に位置付けられるものと考える。
福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 山根 剛; 片岡 理治*
JAERI-Research 2005-008, 57 Pages, 2005/03
JAERI-Research-2005-008.pdf:3.49MB
高速炉臨界実験装置FCAに構築した水冷却増殖炉模擬第1炉心FCA-XXII-1(65V)において、水冷却増殖炉の重要な核特性である増殖指標の評価を目的として反応率比の測定及び解析を行った。劣化ウラン箔,濃縮ウラン箔を用いた箔放射化法により
U捕獲反応率対
U核分裂率(C8/F5)の測定を行い、また、絶対校正された核分裂計数管を用いて
Pu核分裂率対U核分裂率(F9/F5)及びU核分裂率対U核分裂率(F8/F5)の測定を行った。箔や核分裂計数管の形状及び測定位置をMVPコードによりモデル化し、セル平均の反応率比を導出するための補正因子を算出した。これらの補正を考慮し、セル平均の反応率比は、F8/F5=0.0201
0.9%, F9/F5=0.7591.2%及びC8/F5=0.09161.4%となった。以上の結果から、増殖指標はC8/F9=0.1211.8%と求まった。解析はJENDL-3.2核データ・ライブラリーに基づくJFS-3-J3.2Rの70群定数セットを用いた。標準的な高速炉用セル計算コード及び、拡散計算コードにより、セル平均の反応率比を求めた。ただし、炉心中心の燃料セル計算に対しては、超詳細群セル計算コードPEACO-Xを用いた。反応率比F9/F5, F8/F5におけるC/E値はそれぞれ1.02及び1.03となり、計算値が実験値を若干過大評価する結果となった。また、C8/F5におけるC/E値は1.06となり、計算値が実験値を過大評価することを確認した。以上の解析から、増殖指標C8/F9のC/E値は1.03と求まり、計算値が実験値を若干過大評価する結果となった。
片倉 純一; 片岡 理治*; 須山 賢也; 神 智之*; 大木 繁夫*
JAERI-Data/Code 2004-015, 115 Pages, 2004/11
JAERI-Data-Code-2004-015.pdf:16.52MB
ORIGEN2コード用の断面積データライブラリORLIBJ33を最新の評価済核データライブラリJENDL-3.3をもとに作成した。作成したライブラリは、軽水炉であるPWR, BWR及びそれらのMOX燃料用のライブラリと高速炉用ライブラリである。軽水炉用ライブラリについては、JENDL-3.2に基づく旧ライブラリとの比較及び実燃料の破壊試験の測定値との比較を行った。高速炉用ライブラリについても、旧ライブラリを用いた計算結果との比較を行い燃焼計算への影響を把握した。
小嶋 健介; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 安藤 真樹; 片岡 理治*; 岩永 宏平
JAERI-Tech 2004-016, 38 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-016.pdf:1.46MB
低減速軽水炉の重要な炉特性であるボイド係数の評価の一環として、FCA-XXII-1(65V)の炉心テスト領域の無限増倍率を測定した。4種類の小型核分裂計数管を用いて測定した軸方向・径方向の核分裂率分布からテスト領域の材料バックリングを求め、計算により得られた移動面積を用いて無限増倍率を評価した。その結果、同炉心テスト領域の無限増倍率は1.3440.034となり、無限増倍率の計算値の測定値に対する比は1.0080.026となった。また、測定精度の向上のための方策について検討した。
塚田 学; 角脇 三師*; 向井 雅之; 澤口 拓磨; 片岡 理治; 前田 敏克; 田中 忠夫
no journal, ,
高レベル放射性物質の地層処分システムにおいて止水機能が期待されているベントナイト系緩衝材は、処分施設で使用されるセメント系材料に起因する高アルカリ性地下水により長期的に劣化することが指摘されている。本研究では、高アルカリ性地下水によるベントナイト系材料の長期的な劣化に伴う止水性への影響を評価した。そのため圧縮ベントナイトの乾燥密度とベントナイト配合率,変質溶液のNaOH濃度と温度をパラメータとして、アルカリ変質させた圧縮ベントナイトの透水係数を測定した。これまでの結果から、圧縮ベントナイトのアルカリ変質が進行すると、透水係数が上昇する傾向が観察されている。
片岡 理治; 向井 雅之; 澤口 拓磨; 塚田 学; 角脇 三師*; 前田 敏克; 田中 忠夫
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおいて止水機能が期待されているベントナイト系緩衝材は、処分施設で使用されるセメント系材料に起因する高アルカリ性地下水により長期的に劣化することが指摘されている。本研究では、高アルカリ性地下水によるベントナイト系材料の長期的な劣化挙動を評価するために開発したコードの適用範囲等を明らかにするため、ベントナイト透水係数に関する実験データを用いた検証計算を実施した。ベントナイト-砂混合圧縮成型体をアルカリ溶液にて変質させた試料を用いた長期透水試験の実験結果に対し、物質移行-変質連成解析計算コードを用いて解析を行った。実験値と比較した結果、モンモリロナイトの変質が50%以下であれば、透水係数の解析結果は実験値をよく再現しており、ベントナイト系緩衝材の止水機能における変動幅を当該コードによって評価できる見通し並びにその適用範囲を示した。
片岡 理治; 塚田 学; 向井 雅之; 澤口 拓磨; 角脇 三師*; 前田 敏克; 田中 忠夫
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおいて止水機能が期待されているベントナイト系緩衝材は、処分施設で使用されるセメント系材料に起因する高アルカリ性地下水により長期的に劣化することが指摘されている。本研究では、高アルカリ性地下水によるベントナイト系材料の長期的な劣化に伴う止水性への影響を評価するため、ベントナイト-砂混合圧縮成型体をアルカリ溶液にて変質させた試料を用いた長期透水試験を実施し、透水係数及びモンモリロナイト残存量を測定した。また、これらの実験値と比較するため、物質移行-変質連成解析計算コードを用いて解析を実施した結果、モンモリロナイトの残存量が50%以上であれば、透水係数の解析結果は実験値をよく再現していることがわかった。このことからベントナイト系緩衝材の止水機能における変動幅を当該コードによって評価できる見通し並びにその適用範囲を示した。
向井 雅之; 澤口 拓磨; 片岡 理治; 塚田 学; 前田 敏克; 田中 忠夫
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分では、ガラス固化体を収納した金属容器(オーバーパック)の周囲を、ベントナイトと砂を混合した緩衝材で覆い深地層中に埋設する。ベントナイトには、その低透水性などにより、オーバーパックが多量の地下水と接触することを抑制する止水機能があり、安全機能の主要な役割として期待されている。しかしながら、処分施設に使用されるセメント系材料は地下水と接触して高アルカリ化するため、ベントナイトがアルカリ変質し、この機能が劣化することが、人工バリアの健全性を損なう要因として懸念されている。そこで、長期に渡る定量的な止水機能の性能評価のため、高アルカリ性地下水環境下におけるベントナイトの化学的変質と物質移行とを連成し、実験的に定式化した主要なモデルを組合せて解析評価する手法を開発した。
澤口 拓磨; 角脇 三師*; 向井 雅之; 塚田 学; 片岡 理治; 前田 敏克; 田中 忠夫
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおいて止水機能が期待されているベントナイト系緩衝材は、処分施設で使用されるセメント系材料に起因する高アルカリ性地下水により長期的に変質することが指摘されている。本研究では、高アルカリ性地下水によるベントナイト系材料の長期的な変質挙動を評価するため、ベントナイトの主要鉱物であるモンモリロナイトの溶解速度のOH
活量依存性を調べた。モンモリロナイトを圧縮成型した試料を温度130
C, OH活量0.06-0.6mol dm
の溶液に浸漬する試験を実施した結果、モンモリロナイトの溶解速度はOH活量の1.1乗に比例することがわかった。また、純粋なモンモリロナイトの溶解速度の知見に基づき、シリカ等随伴鉱物を含むベントナイト系緩衝材の溶解挙動を推察するとともに、溶解速度解析における不確実性を低減する可能性を示した。
片岡 理治; 塚田 学; 向井 雅之; 澤口 拓磨; 角脇 三師*; 前田 敏克; 田中 忠夫
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおいて止水機能が期待されているベントナイト系緩衝材は、処分施設で使用されるセメント系材料に起因する高アルカリ性地下水により長期的に劣化することが指摘されている。本研究では、高アルカリ性地下水によるベントナイト系材料の長期的な劣化に伴う止水性への影響を評価するため、ベントナイト-砂混合圧縮成型体をアルカリ溶液にて変質させた試料を用いた長期透水試験を実施し、透水係数及びモンモリロナイト残存量を測定した。また、これらの実験値と比較するため、物質移行-変質連成解析計算コードを用いて解析を実施した結果、モンモリロナイトの残存量が50%以上であれば、透水係数の解析結果は実験値を良く再現していることがわかった。このことからベントナイト系緩衝材の止水機能における変動幅を当該コードによって評価できる見通し並びにその適用範囲を示した。
坂巻 景子; 大塚 伊知郎*; 飯田 芳久; 稲田 大介*; 鴨志田 美智雄; 片岡 理治; 山口 徹治; 田中 忠夫
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおいて、ベントナイト系緩衝材の間隙水は炭素鋼オーバーパックの腐食により還元状態となると考えられている。一方、安全評価上の重要核種の一つであるSe-79は酸化還元電位(Eh)により溶解度が大きく変化するため、ベントナイト間隙水が長期的にどの程度の還元状態に保持されるかを評価することが重要である。本研究では、ベントナイト間隙水のEh変遷評価を行うために、炭素鋼の腐食速度や腐食生成物を考慮した地球化学計算コードを整備した。さらに、炭素鋼とベントナイトを共存させた系でのEh測定実験を行った結果、コードを用いた計算値と良い一致を示したことから、コードの妥当性を確認することができた。
前田 敏克; 大森 弘幸; 山口 徹治; 片岡 理治; 馬場 恒孝*
no journal, ,
地下水の流れが遅い地層処分環境では、ガラス固化体は、短期的には主構成元素であるシリコン(Si)の浸出を伴い速く溶解するものの、長期的にはガラス固化体周辺の液中Si濃度が高く維持され、化学親和力が低下し、非常に遅い速度で溶解するとされている。一方で、浸出したSiが地下水中に含まれる成分とともに安定なケイ酸塩を析出すると、液中Siが消費され、化学親和力の大きい状態が維持されることによりガラス固化体の溶解が抑制されない可能性がある。本研究では、地下水中に含まれる成分とガラス固化体との反応によってケイ酸塩が生成する可能性について実験的検討を行った。その結果、マグネシウムイオンやセメント成分が共存する条件では、マグネシウムケイ酸塩やカルシウムケイ酸塩水和物が生成することによってガラス固化体の溶解が抑制されないことがわかった。また、ガラス固化体を封入するオーバーパックの成分である鉄との反応によって、鉄ケイ酸塩が長期に渡って生成する可能性を示唆した。
向井 雅之; 片岡 理治; 武田 聖司; 前田 敏克; 飯田 芳久; 渡邊 正敏; 澤口 拓磨; 山口 徹治; 田中 忠夫
no journal, ,
体系的な安全評価においては、状態設定,安全機能,核種移行の3つが関連し合いながら実施されることが重要である。これまで構築してきた、連成解析コード,各種バリア材の性能評価モデル,安全評価コードをこの視点で整理した。そして、体系化した安全評価へ向けた第一歩として、具体的にどのようにこれらを関連付けるのか、そして具体的な課題に対してどのように適用されるのかを検討した。6ケースの試計算結果から、重要核種(
Cs, Se)について、特に感度の高いパラメータとして、ガラス固化体の溶解速度と核種分配係数が抽出された。また、核種フラックスの変化に影響する要因が特定できるだけでなく、その要因(例えばガラス溶解速度)の変化の元になる原因(マトリクス溶解判定となる高Ca濃度)まで遡及可能になった。
片岡 理治; 向井 雅之; 広田 直樹; 山口 徹治
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分において処分場閉鎖後の安全性を評価するためには、放射性物質を長期間にわたり安全に隔離することが期待される人工バリアの性能を評価する必要がある。我々はこれらを適切に評価するため、物質移行と地球化学反応の解析を連成し、物質移行パラメータ変化を反映しつつ長期変質挙動を解析することができる物質移行-変質連成解析コードを開発してきた。本報告は、その開発と検証の経緯を紹介するとともに、今後の課題を示すものである。
向井 雅之; 片岡 理治; 飯田 芳久; 前田 敏克; 広田 直樹; 山口 徹治; 田中 忠夫
no journal, ,
地層処分の長期安全評価手法の整備を目的として、我が国で想定される様々な環境条件でのガラス固化体、オーバーパック、緩衝材等の人工バリア材の性能評価モデル、および核種の収着、拡散、溶解度等核種移行パラメータについてのモデル・データを整備してきた。一方、長期的な人工バリア領域における特性や状態の空間的・時間的変遷を考慮した安全評価を実施するためには、これらのモデルやパラメータをリンクさせ、相互に関連づけながらひとつながりの核種移行解析を行えるようにすることが必要である。本報では、処分場閉鎖後の人工バリア材のバリア性能の長期変遷を評価するため、具体的なモデルやデータを関連付け、一連の解析を行うことのできる手法を整備した。この手法を用い、緩衝材の機能について、施工厚さや施工密度、地下水条件を幅広く設定したうえで、時間変遷するバリア材や間隙水組成を考慮した10万年にわたる解析を実施し、安全機能への影響の大きな因子を明らかにするとともに、安全規制の観点からの重要な設計要件等を抽出した事例を報告する。
広田 直樹; 片岡 理治; 向井 雅之; 山口 徹治
no journal, ,
地層処分において処分場閉鎖後の安全性を評価するためには、放射性物質を長期間にわたり安全に隔離することが期待されている人工バリアの性能を評価する必要がある。我々はこれらを適切に評価するため、物質移行と地球科学反応の解析を連成し、物質移行パラメータ変化を反映しつつ長期変質挙動を解析することができる物質移行-変質連成解析コードMC-BUFFERを開発してきた。本報告は、整備してきたMC-BUFFERの機能および特徴と、透水試験データを用いたMC-BUFFERの検証について報告する。さらに、地下水条件について幅広く設定した10万年にわたる人工バリア長期変遷挙動解析の結果より、地下水条件が緩衝材機能に与える影響について示す。
の反射体効果に関する国際ベンチマーク須山 賢也; 秋江 拓志; 片岡 理治*; 山本 健土*
no journal, ,
軽水炉使用済燃料直接処分等の地層処分代替技術に関する資源エネルギー庁公募事業の一部として、直接処分燃料の臨界安全性にかかわる検討を実施している。その検討に資するためSiO
の反射体効果に関する国際ベンチマークを実施してきたので、結果の概要を報告する。
秋江 拓志; 片岡 理治*; 須山 賢也
no journal, ,
軽水炉使用済燃料直接処分等の代替処分技術に関する検討の一部として、臨界安全ベンチマーク実験のデータベースであるICSBEPに収録された実験からPWR燃料処分体系と類似性が高い134体系を選び臨界計算を実施することにより、未臨界判定の基準増倍率を0.98と推定した。また、処分後の使用済燃料が臨界に最適な条件で再配置する仮想的な状況において未臨界を確保できる中性子毒物の必要量を評価した。
