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Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*
Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Materials Science, Multidisciplinary)Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with 
Ni and 
Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300
C and radiation-softening at 400C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the Ni-doped samples. The greater helium production of Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.
赤木 洋介*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 坂本 浩幸*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.233 - 236, 2018/11
福島第一原子力発電所の廃止措置によって放射性物質によって汚染されたコンクリートが多量に発生することが想定される。廃止措置や放射性廃棄物管理(除染や処分等)のための計画を策定するうえでは、コンクリート材料中の放射能インベントリや分布を推定することが重要となる。本研究では、OPCモルタル中のHTO, Cs, I, Uの実効拡散係数(De)及び分配係数(Kd)を、透過拡散試験及びバッチ収着試験によって実測した。取得されたDeはHTO, I, Cs, Uの序列となり、陽イオン排除効果がOPCモルタルにおいて重要なメカニズムであることが確認された。バッチ試験で得られたKdは、拡散試験で得られたKdより1桁以上高い値となり、試料の粉砕が収着に対して影響を及ぼすことが確認された。OPCモルタル中の拡散・拡散メカニズム理解は、放射性核種のコンクリートへの浸透挙動の予測するうえで重要である。
渡辺 淑之; 岩切 宏友*; 村吉 範彦*; 加藤 太治*; 谷川 博康
Plasma and Fusion Research (Internet), 10, p.1205086_1 - 1205086_2, 2015/12
材料中の水素は、格子欠陥(転位,欠陥集合体,析出物,粒界など)と強く相互作用して材料の特性・形状変化を促進させることが懸念されているが、そのメカニズムについてはいまだ十分に明らかになっていない。本発表の内容は、F82H鋼の主要析出物であるクロム炭化物(Cr
C
)を対象とし、同炭化物中の水素の存在状態を電子論的に評価した内容をまとめたものである。解析より、同炭化物中の水素原子の安定構造はCrに囲まれた三方両錐体中心位置であり、各原子の電荷に起因した構造であることを明らかにした。また、算出された水素の形成エネルギーは-0.48eV(発熱型反応)であった。ここで、純鉄中の水素原子の形成エネルギーが+0.25eV(吸熱型反応)であることから、F82H鋼中において水素原子は、Feベースの母相よりもCrCベースの析出物に捕獲されている方がよりエネルギー的に有利である可能性が示唆された。これらの知見は、照射下材料の水素効果を予測するための要素技術開発に重要となる。
廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10
被引用回数：47 パーセンタイル：96.65(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。
Arifi, E.*; 石松 宏一*; 飯笹 真也*; 浪平 隆男*; 坂本 浩幸*; 舘 幸男; 加藤 博康*; 重石 光弘*
Construction and Building Materials, 67(Part B), p.192 - 196, 2014/09
被引用回数：5 パーセンタイル：25.91(Construction & Building Technology)福島第一原子力発電所の事故によって多量の放射性汚染コンクリートが発生している。放射性廃棄物としての汚染コンクリートの減容化に対するパルスパワー放電の適用可能性が調査された。汚染コンクリートは、パルスパワー放電過程で、非汚染粗骨材を汚染マトリクスから分離することにより除染される。本研究では、放射性汚染コンクリートを模擬するために、Csの安定同位体を用いた。試験の結果、汚染コンクリートから回収された骨材の体積は最大で60%であり、一方で、回収骨材中のCsはおおよそ3%であった。大部分のCsは、放電過程で水中に移行した。これらの結果より、パルスパワー法によって、骨材の再利用による汚染コンクリートの減容できる可能性が示された。本手法の実際の廃棄物への適用性を評価していくため、より実際の廃棄物に近い条件で試験を実施する必要がある。
下田 紗音子*; 中澤 俊之*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 清田 佳美*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1665, p.179 - 184, 2014/09
セメント系材料によるアルカリ環境の影響については、高レベル廃棄物地層処分の性能評価において評価される必要がある。本研究では、幌延深地層研究所の堆積岩のアルカリ変質及び未変質試料を用いて、Cs, Ni, Thの収着挙動を調査した。バッチ法で得られた模擬地下水系でのCs, Ni, ThのK
は、変質の度合いに応じて変化した。CsのKは変質とともに増加傾向を示し、二次鉱物がイオン交換反応によるCs収着に寄与していることが示唆された。一方、NiとThのKは変質の進行とともに低下した。この変化は、NiとThの表面錯体による収着を支配する粘土鉱物の溶解に起因している可能性がある。これらの結果は、岩石のアルカリ変質がKに及ぼす影響が、変質岩石の表面特性と収着メカニズムに依存することを示すものである。
國丸 貴紀; 森川 佳太; 舘 幸男; 久野 義夫*; 細谷 真一*; 下田 紗音子*; 加藤 博康*; 中澤 俊之*; 生瀬 博之*; 久保田 政子*
JAEA-Data/Code 2012-013, 96 Pages, 2012/07
JAEA-Data-Code-2012-013.pdf:7.41MBJAEA-Data-Code-2012-013(errata).pdf:0.13MB
物質移動に関する調査研究では、第3段階の調査研究として、研究坑道周辺の数10m
100m程度のブロックスケールを対象に、物質移動に関する現象の把握、物質移動特性の取得、物質移動モデルの構築・更新に必要な調査・評価技術を体系的に整備することを目標としている。本試験は、上記の一環として、割れ目の特徴と物質移動特性の関係を把握することを目的に、深度300m研究アクセス坑道において掘削したボーリング孔から採取したコアを利用して花崗岩中の拡散試験、粉砕花崗岩への収着試験、水飽和法及び水銀圧入法による間隙率測定を実施した。本報告では、これらの試験結果を取りまとめたものである。
高橋 栄一*; 加藤 進*; 古谷 博秀*; 佐々木 明; 岸本 泰明*; 高田 健司*; 松村 哲*; 佐々木 裕康*
Journal of Physics D; Applied Physics, 44(30), p.302001_1 - 302001_4, 2011/08
被引用回数：7 パーセンタイル：31.23(Physics, Applied)毎秒
フレームで撮像できる超高速度カメラにより、アルゴン中の正極性ストリーマの進展の観測を行った。このカメラを用いると、ショットごとの再現性によらずストリーマの時間発展の観測が行える。ストリーマの分枝の成長や、リターンストロークへの転化の観測を行った結果を報告する。
廣瀬 貴規; 大久保 成彰; 谷川 博康; 加藤 雄大*; Clark, A. M.*; McDuffee, J. L.*; Heatherly, D. W.*; Stoller, R. E.*
DOE/ER-0313/49, p.94 - 99, 2010/12
The objective of this work is to determine the irradiation temperatures of the HFIR target capsules JP-26 and JP-27, which were conducted under the Collaboration on Fusion Materials between Japan Atomic Energy Agency and the United States Department of Energy. The irradiation temperatures of the HFIR target capsules JP-26 and JP-27 were determined by dilatometric analysis of silicon carbide (SiC) passive temperature monitors. The monitors from holders for SSJ3 tensile specimens demonstrated good agreement with the design temperatures derived from finite element model (FEM) analysis and were consistent with post-irradiation hardness of F82H. Although the irradiation temperatures for some bend-bar (PCCVN and DFMB) holders were higher than FEM analysis, hardness tests on irradiated F82H implied that actual irradiation temperatures were close to the design temperatures.
若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 谷川 博康; 田口 富嗣; Stroller, R. E.*; 山本 敏雄; 加藤 佳明; 高田 文樹
Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.74 - 80, 2007/08
被引用回数：10 パーセンタイル：58.16(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉の実証炉等に向け、構造材料として研究開発を進めているF82H鋼(Fe-8Cr-2W-0.1C系マルテンサイト鋼)に関して、照射硬化と脆化をコントロールさせるための熱処理法の検討を行った。本研究では焼き戻し温度を750Cから800Cまで振り、その時間を0.5時間から10時間まで振った。これらをパラメータにして照射硬化量の変化及び引張試験温度に対する硬化量の変化を調べた。JMTR炉で微小引張試験片(SS-3タイプ)を150Cと250Cで約2dpaまで中性子照射を行った。照射後、引張試験を室温から500Cまで行った。750Cで焼き戻しを行った場合、室温試験において、硬化量が100240MPa程度であったが、500Cの試験ではいずれの試料においても、硬化量がほとんどなくなった。一方、焼き戻し温度をやや高めに(780C又は800Cで0.5時間)した試料では、室温試験で硬化量は約300MPa程度であった。また、500C試験では硬化量が130R200MPa程度まで保持された。このことから、やや高めで焼き戻し処理をした試料では、高温まで比較的安定に存在する照射欠陥クラスターが形成されていると考えられる。以上のように、照射硬化量は照射前に施す焼き戻しの温度と時間に依存して変化するため、照射硬化と脆化の抑制には熱処理法による調整が有効な方法であると考えられる。
黒澤 進; 上田 真三*; 油井 三和; 加藤 博康*; 林 賢一*; 久野 義夫*; 吉川 英樹
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.460 - 468, 2003/12
本研究では、収着試験や移行試験を行い、核種-コロイド-岩盤間の分配収着平衡を基調とした核種移行評価モデルの適用性について検討を行った。その結果、核種のコロイドへの収着が可逆的であり、岩盤および液相に再分配することが認められる場合には、核種-コロイド-岩盤間の分配係数を設定した核種移行評価モデルの利用が可能と考えられる。しかしながら、分配収着が平衡に達するよりも速く核種およびコロイドが移行する場合、速度論的プロセスに注目した核種の収着、脱離性を考慮する必要があることの知見を得た。
谷川 博康; 廣瀬 貴規; 安堂 正巳; 實川 資朗; 加藤 雄大*; 香山 晃*
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.293 - 298, 2002/12
被引用回数：9 パーセンタイル：51.46(Materials Science, Multidisciplinary)特に中性子照射された材料の破壊機構について、微細組織レベル理解することは重要な問題として挙げられてきたが、強度試験後試料から透過型電子顕微鏡(TEM)用薄膜試料を作ることが極めて困難であったため、これまで十分に理解されていない。この技術的な問題を解決するために、集束イオンビーム(FIB)マイクロサンプリング・システムを、日本原子力研究所の東海研ホットラボ施設に導入した。このシステムにより、中性子照射された試料の疲労破壊起点といったような、破壊機構を理解するうえで要点となる箇所からTEM用薄膜試料を作ることが可能となった。この論文では低放射化フェライト鋼の疲労破壊挙動について、特に核変換生成ヘリウムの効果に着目して、微細組織観察をベースに検討を行った。その結果を報告する。
安堂 正巳; 谷川 博康; 實川 資朗; 沢井 友次; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 中村 和幸; 竹内 浩
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.260 - 265, 2002/12
被引用回数：39 パーセンタイル：90.08(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼の開発において、高エネルギー中性子によって生じる照射損傷が材料特性へ及ぼす影響を明らかにすることは最も重要な課題の一つである。しかし現時点では、材料強度特性変化に対するヘリウムの効果については十分に明らかとなっていない。そこで、照射条件を高精度に模擬できる多重イオンビーム照射法,照射面部分の硬さ変化を精密に測定可能な超微小硬さ試験及び押込み変形部の微細組織観察法を組み合わせ、低放射化フェライト鋼に導入した損傷領域の強度特性変化についての評価を行った。まず弾出し損傷を加えた試片について微小硬さ試験を行った結果、特定の照射温度条件において明瞭な硬化が見られた。この硬化つまり変形抵抗増加の原因は、主として微細な欠陥の生成によるものであり、さらに同時照射下でのヘリウムの存在がその変形抵抗に及ぼす影響について報告を行う。
谷川 博康; 安堂 正巳; 加藤 雄大*; 広瀬 貴規*; 酒瀬川 英雄*; 實川 資朗; 香山 晃*; 岩井 岳夫*
Journal of Nuclear Materials, 297(3), p.279 - 284, 2001/09
被引用回数：34 パーセンタイル：89.95(Materials Science, Multidisciplinary)日本で開発が進められている、核融合炉構造材料の低放射化フェライト鋼: JLF-1及びF82Hについて、核融合炉環境(核変換ヘリウム生成環境)での重照射効果を調べるべく、ニッケルとヘリウムの同時イオン照射実験を最大100dpaまで723Kで行い、欠陥生成・相安定性・スウェリング特性についての評価を行った。透過型電子顕微鏡(TEM)観察を行うにあたっては、マイクロサンプリング機構付き集束イオンビーム加工装置を利用してTEM観察用薄膜試料を作製する手法を確立した。これにより、フェライト鋼の強磁性がTEM観察に及ぼす影響をほぼキャンセルすることができたため、詳細な微細組織観察が叶になったほか、従来になく高精度のクロスセクション薄膜を作製できることにより、イオン照射損傷組織の深さ方向に関する情報を高い統計的精度でもって得ることが可能となった。
谷川 博康; 實川 資朗; 菱沼 章道; 安堂 正己*; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 岩井 岳夫*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.470 - 473, 2000/12
被引用回数：21 パーセンタイル：77.56(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料候補材料である低放射化フェライト鋼においては、核変換生成ヘリウムによる脆化や高温強度低下が重要な研究開発課題となっている。本研究では、特にヘリウム脆化に関する基礎的知見を得るべく、室温でヘリウムイオン注入された低放射化フェライト鋼及び純鉄に対して、超微小硬さ試験及び変形領域のTEM観察を行い、ヘリウムの硬化及ぼす影響について検討を行った。試料は高純度鉄及び低放射化フェライト鋼F82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)である。試験片形状はTEMディスクであり、機械研磨及び電解研磨により極めて平滑な表面に仕上げ、実験に供した。ヘリウムイオン注入実験は、東京大学原子力研究総合センター重照射設備(HIT)を用いて行った。実験ではヘリウムイオンを試料表面から600-800nmの領域に2000appmまで、室温で注入した。硬さ試験は、圧子の押し込みによる塑性変形領域の広がりが、押し込み深さの約3~5倍になることから、押し込み深さが約250nm程度になるような荷重条件で行われた。硬さ試験後、圧痕周辺部を集束イオンビーム(FIB)加工装置(日立HF-2000)により薄膜化し、TEM観察に供した。硬さ試験の結果、純鉄及びF82Hのいずれにおいても、ヘリウム注入により10%程度の硬化が計測された。さらに圧痕部周辺部のTEM観察により、圧子の押し込みによって導入された塑性変形の発達が、おもにヘリウムが注入された600-800nmの領域より浅い領域にのみ生じていたことが観察された。
柳澤 一郎*; 桂井 清道*; 泉 順*; 三枝 守幸*; 北尾 秀夫*; 都築 康男*; 根山 敦史*; 加藤 博康*; 中澤 俊之*; 岡田 賢一*
JNC TJ8400 2000-037, 61 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-037.pdf:2.78MB
(1)天然に産出されるハロゲン元素含有鉱物であるソーダライトおよびトルマリンを対象とし溶解度測定を行った。ヨウ化ソーダライト合成物、塩化ソーダライト合成物および塩化ソーダライト天然物の溶解測定試験結果、ならび現存する塩化ソーダライトの熱力学データに基づく計算から、ソーダライトからの元素の放出は溶解度により支配されることを確認した。溶解度は、塩化物の場合は合成物
天然物、含有ハロゲン元素の観点からは合成塩化物合成ヨウ化物の傾向があることが示された。また、合成ソーダライト中に固定化されたヨウ素は、液相中の塩化物イオンと置換されないことを実験により確認した。トルマリンについては溶解元素濃度に対するソーダライトとの比較から、ソーダライト同様に低溶解性のヨウ素固化体として期待できる可能性があることが示された。(2)低浸出率に期待する廃棄体としてアパタイトを用いた多層分散型廃棄体の浸出特性について検討を行った。廃棄体の構成要素であるゼオライト保持材、アパタイトコートされたヨウ素保持材、アパタイトマトリクス材のそれぞれの試験体を作成し、還元雰囲気環境下での浸出特性を測定し、下記の結果を得た。・ヒドロキシアパタイトコーティングを行うことにより、1ヶ月後の浸出率で、コーティングなしに比べて約4桁低いヨウ素浸出率が得られた。・マトリクス材の浸出は、Ca、P濃度については、1ヶ月時点でほぼ理論的な溶解度相当の濃度に達している。 結論として、アパタイトマトリクス材を用いることにより、低浸出率の廃棄体の可能性があることが示された。
上田 真三*; 加藤 博康*; 黒澤 進*; 中澤 俊之*
JNC TJ8400 99-032, 338 Pages, 1999/02
核燃料サイクル開発機構では、高レベル放射性廃棄物処分第2次とりまとめレポートを作成中である。本研究は、レポート作成にあたって必要とされる核種移行データベース及び評価用モデルを整備することを目的として実施したものである。主な実施内容を以下に示す。1.核種移行データベースの品質保証 性能評価上重要な21元素に対し、溶液中の化学種及び固相の熱力学データ整備を進め、最終的な国際的専門家のレビューを行った。アクチニド元素ごとの類似性などの指摘があり、データベースに反映した。2.ベントナイトの間隙水化学とそのモデル化に関する検討 スメクタイトのイオン交換反応及び表面錯体反応と不純物の溶解を考慮した間隙水モデルを構築し、実験データとの比較検討を実施した。3.核種移行データ設定の信頼性向上のための吸着モデルの開発 Cs,Ra/Sr,Pb,Ni,Amについてイオン交換反応及び表面錯体反応を主体としたモデル化を行った。モデル評価値は実験結果と比較され、比較的良好な整合性を得た。4.核種移行評価の信頼性向上のためのデータ取得 変質ベントナイト透水試験、変質ベントナイトに対するコロイド透過試験、ベントナイト中での核種の拡散試験、ベントナイト及び岩石試料に対する核種の吸着試験を実施した。変質ベントナイトの透水係数は1.35.1
10-12m/sアクチニド元素の見かけの拡散係数は10-1310-14m2/s,Smの岩石への分配係数は約6m3/kgなどのデータが取得された。5.コロイドの核種移行に与える影響の評価 コロイドを共存する場合の核種移行モデル(Hwangらのモデル)の信頼性評価、および岩盤がコロイドフィルトレーションを有する場合の核種移行解析を実施した。その結果、Hwangらのモデルの概念の妥当性、およびフィルトレーション効果により核種移行が大きく遅延されることが示唆された。
上田 真三*; 加藤 博康*; 黒澤 進*; 中澤 俊之*
JNC TJ8400 99-030, 54 Pages, 1999/02
核燃料サイクル開発機構では、高レベル放射性廃棄物処分第2次とりまとめレポートを作成中である。本研究は、レポート作成にあたって必要とされる核種移行データベース及び評価用モデルを整備することを目的として実施したものである。主な実施内容を以下に示す。1.核種移行データベースの品質保証 性能評価上重要な21元素に対し、溶液中の化学種及び固相の熱力学データ整備を進め、最終的な国際的専門家のレビューを行った。アクチニド元素ごとの類似性などの指摘があり、データベースに反映した。2.ベントナイトの間隙水化学とそのモデル化に関する検討 スメクタイトのイオン交換反応及び表面錯体反応と不純物の溶解を考慮した間隙水モデルを構築し、実験データとの比較検討を実施した。3.核種移行データ設定の信頼性向上のための吸着モデルの開発 Cs,Ra/Sr,Pb,Ni,Amについてイオン交換反応及び表面錯体反応を主体としたモデル化を行った。モデル評価値は実験結果と比較され、比較的良好な整合性を得た。4.核種移行評価の信頼性向上のためのデータ取得 変質ベントナイト透水試験、変質ベントナイトに対するコロイド透過試験、ベントナイト中での核種の拡散試験、ベントナイト及び岩石試料に対する核種の吸着試験を実施した。変質ベントナイトの透水係数は1.35.110-12m/s、アクチニド元素の見かけの拡散係数は10-1310-14m2s,Smの岩石への分配係数は約6m3/kgなどのデータが取得された。5.コロイドの核種移行に与える影響の評価 コロイドを共存する場合の核種移行モデル(Hwangらのモデル)の信頼性評価、および岩盤がコロイドフィルトレーションを有する場合の核種移行解析を実施した。その結果、Hwangらのモデルの概念の妥当性、およびフィルトレーション効果により核種移行が大きく遅延されることが示唆された。
三原 守弘; 伊藤 勝; 加藤 博康*; 上田 真三*
PNC TN8410 95-199, 58 Pages, 1995/07
放射性廃棄物の地層処分システムにナトリウム型ベントナイトとセメント系の材料(以下「コンクリート」という。)を使用した場合、ナトリウム型ベントナイトはカルシウム型化することが予想される。よって、処分システムの性能評価において、このようなカルシウム型化されたベントナイト中での核種の移行特性を評価することが重要となる。本報告書は人工的にナトリウム型ベントナイトをカルシウム型化させトリチウム(トリチウム水)を用いて実効拡散係数を取得し、カルシウム型化に伴う変化を調べた結果をまとめたものである。結果は以下のとおりである。(1)カルシウム型ベントナイトの調整ナトリウム型ベントナイトを用いて、塩化カルシウムにてカルシウム型ベントナイトを調整した。調整したベントナイト(以下「カルシウム型ベントナイト」という。)の浸出陽イオン量の88%は、カルシウムイオンであることを確認した。(2)カルシウム型ベントナイトのトリチウムの実効拡散係数 乾燥密度をパラメータとして以下のトリチウムの実効拡散係数を取得した。乾燥密度・実効拡散係数1.2g/cm
3.8010
/m
/s 1.5g/cm 1.5010/m/s 1.8g/cm 6.5210
/m/sこれらの値と既に報告されているナトリウム型ベントナイト中でのトリチウムの実効拡散係数はほぼ同程度であった
澤口 拓磨; 武田 聖司; 小崎 完*; 関岡 靖司; 加藤 博康*; 木村 英雄
no journal, ,
地層処分の長期的な安全評価におけるデータ不確実性を明らかにする目的の一環として、人工バリア及び天然バリア中の拡散係数に関するデータの変動幅及びその影響因子を検討した結果、拡散係数に影響を及ぼす可能性のある因子として、バリア材の密度,間隙率,核種の化学形,間隙水の化学組成などが挙げられた。また、人工バリア中の拡散係数については、モンモリロナイトゲル密度で整理することによって、ある程度系統的に取り扱うことが可能であることが確認された。一方、天然バリア中の拡散係数については、pH、及びイオン強度という核種の化学形を規定する溶液化学的性質の影響を受けて変動する可能性が示唆された。
