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論文

Electrochemical behavior of carbon steel with bentonite/sand in saline environment

北山 彩水; 谷口 直樹; 三ツ井 誠一郎

Materials and Corrosion, 72(1-2), p.211 - 217, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Materials Science, Multidisciplinary)

Current designs for the geological disposal of high-level radioactive wastes in Japan use carbon steel overpack containers surrounded by a mixed bentonite/sand buffer material, which will be located in a purpose built repository deep in the underground. There are suitable sites for a repository in Japan, however coastal areas are preferred from a logistics point of view. It is therefore important to perform the long-term performance of the carbon steel overpack and mixed bentonite/sand buffer material in the saline groundwaters of coastal areas. In the current study, the passivation behavior and initial corrosion rates of carbon steel with and without mixed bentonite/sand were tested as a function of pH in representative saline groundwaters. The main findings of the current study indicate that passivation of carbon steel with buffer material will be difficult in a saline environment, even at high pH = 12 conditions, and that the corrosion rate of carbon steel was more strongly affected by the presence of buffer material than by the concentration.

報告書

幌延深地層研究計画における地下施設での調査研究段階; (第3段階: 必須の課題2015-2019年度)研究成果報告書

中山 雅; 雑賀 敦; 木村 駿; 望月 陽人; 青柳 和平; 大野 宏和; 宮川 和也; 武田 匡樹; 早野 明; 松岡 稔幸; et al.

JAEA-Research 2019-013, 276 Pages, 2020/03

JAEA-Research-2019-013.pdf:18.72MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している地層処分技術に関する研究開発の計画である。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めている。原子力機構の第3期中長期計画では、本計画について、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証に重点的に取り組む。また、平成31年度末までに研究終了までの工程やその後の埋戻しについて決定する。」としている。本稿では、第3期中長期計画期間のうち、平成27年度から令和1年度までの地下施設での調査研究段階(第3段階)における調査研究のうち、原子力機構改革の中で必須の課題として抽出した(1)実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、(2)処分概念オプションの実証、(3)地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証、の3つの研究開発課題について実施した調査研究の成果を取りまとめた。

論文

Atmospheric modeling of $$^{137}$$Cs plumes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Evaluation of the model intercomparison data of the Science Council of Japan

北山 響*; 森野 悠*; 滝川 雅之*; 中島 映至*; 速水 洋*; 永井 晴康; 寺田 宏明; 斉藤 和雄*; 新堀 敏基*; 梶野 瑞王*; et al.

Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(14), p.7754 - 7770, 2018/07

 被引用回数:19 パーセンタイル:74.24(Meteorology & Atmospheric Sciences)

日本学術会議のモデル相互比較プロジェクト(2014)で提供された、福島第一原子力発電所事故時に大気中に放出された$$^{137}$$Csの計算に用いられた7つの大気輸送モデルの結果を比較した。本研究では、東北及び関東地方に輸送された9つのプルームに着目し、モデル結果を1時間間隔の大気中$$^{137}$$Cs濃度観測値と比較することにより、モデルの性能を評価した。相互比較の結果は、$$^{137}$$Cs濃度の再現に関するモデル性能はモデル及びプルーム間で大きく異なることを示した。概してモデルは多数の観測地点を通過したプルームを良く再現した。モデル間の性能は、計算された風速場と使用された放出源情報と一貫性があった。また、積算$$^{137}$$Cs沈着量に関するモデル性能についても評価した。計算された$$^{137}$$Cs沈着量の高い場所は$$^{137}$$Csプルームの経路と一致していたが、大気中$$^{137}$$Cs濃度を最も良く再現したモデルは、沈着量を最も良く再現したモデルとは異なっていた。全モデルのアンサンブル平均は、$$^{137}$$Csの大気中濃度と沈着量をともに良く再現した。これは、多数モデルのアンサンブルは、より有効で一貫したモデル性能を有することを示唆している。

口頭

大気モデル相互比較に基づく福島原発事故起源の$$^{137}$$Csの動態解析

森野 悠*; 北山 響*; 滝川 雅之*; 中島 映至*; 速水 洋*; 永井 晴康; 寺田 宏明; 斉藤 和雄*; 新堀 敏基*; 梶野 瑞王*; et al.

no journal, , 

大気拡散予測モデルの点源放出プルームに対する再現性や不確実性を明らかとするとともに、アンサンブル平均の有用性や今後のモデル改良に資する知見を得ることを目的として、福島第一原子力発電所事故を対象として大気モデル相互比較を実施した。相互比較では、日本学術会議による領域大気モデル相互比較実験で提出された7機関のモデル計算結果について、浮遊粒子状物質測定用ろ紙テープ分析による広域における1時間ごとの$$^{137}$$Cs大気濃度データ、および航空機モニタリングによる積算沈着量データを対象に比較した。対象事例は、2011年3月12日から21日における9つのプルームとした。モデルによる実測再現性は3月15日に関東に拡散した事例で最も高かった。内陸部の広範囲に拡散した事例に対しては、いずれのモデルも比較的再現性が良かったのに対して、沿岸部を局所的に通過する事例では全体的にモデルの再現性は悪かった。また、7モデルのアンサンブル平均は概ねいずれのプルームにおいても平均以上の実測再現性を示しており、点源放出プルームのシミュレーションにおいてもアンサンブル平均の有用性が示された。

口頭

Model inter-comparison of atmospheric Cs-137 from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

北山 響*; 森野 悠*; 滝川 雅之*; 中島 映至*; 速水 洋*; 永井 晴康; 寺田 宏明; 斉藤 和雄*; 新堀 敏基*; 梶野 瑞王*; et al.

no journal, , 

大気拡散予測モデルの点源放出プルームに対する再現性や不確実性を明らかとするとともに、アンサンブル平均の有用性や今後のモデル改良に資する知見を得ることを目的として、福島第一原発事故を対象として大気モデル相互比較を実施した。相互比較では、日本学術会議による領域大気モデル相互比較実験で提出された7機関のモデル計算結果について、浮遊粒子状物質測定用ろ紙テープ分析による広域における1時間ごとの$$^{137}$$Cs大気濃度データ、および航空機モニタリングによる積算沈着量データを対象に比較した。対象事例は、2011年3月12日から21日における9つのプルームとした。モデルによる実測再現性は3月15日に関東に拡散した事例で最も高かった。内陸部の広範囲に拡散した事例に対しては、いずれのモデルも比較的再現性が良かったのに対して、沿岸部を局所的に通過する事例では全体的にモデルの再現性は悪かった。また、7モデルのアンサンブル平均は概ねいずれのプルームにおいても平均以上の実測再現性を示しており、点源放出プルームのシミュレーションにおいてもアンサンブル平均の有用性が示された。

口頭

塩水環境におけるベントナイト共存下での炭素鋼の電気化学的挙動

北山 彩水; 谷口 直樹; 三ツ井 誠一郎

no journal, , 

オーバーパックは周囲をベントナイトで囲んだ状態で処分施設に定置される。近年検討がなされている沿岸海底下における地層処分で想定される地下水には炭素鋼製オーバーパックの不働態化条件に影響を与える化学種が存在すると考えられる。よって、本研究では海水に類似する地下水及びこれと降水起源の地下水が混合したような組成をもつ溶液を用いて分極測定を行い、ベントナイト中における炭素鋼の不働態化挙動を調査するとともに、分極曲線から浸漬初期における腐食速度を求めた。

口頭

カソード還元法による圧縮ベントナイト中での銅電極の腐食挙動への硫化物イオンの影響の解析

長田 柊平*; 井上 博之*; 北山 彩水; 土橋 竜太*

no journal, , 

原子力発電における使用済み核燃料の直接処分では、ガラス固化体での処分と異なり、廃棄体ごとのインベントリや発熱量の違いがある。直接処分の処分容器では、上述の廃棄体特性の違い等から、より高度な閉じ込め機能や設計の柔軟性の確保が要求される。このため、処分容器への銅の適用性がより積極的に検討されている。処分容器の外側には、化学的・物理的な緩衝のため、高密度に圧縮されたベントナイトの配置が想定されている。このため、直接処分環境での容器材料の腐食速度を評価する際には、実機と同じ水準まで圧縮したベントナイトに模擬地下水を浸潤した条件で腐食測定を実施することが望まれる。銅は、溶存酸素の濃度の低い水溶液中では、一般に優れた耐食性を示すが、水溶液中に硫化物イオンが存在すると、腐食が顕著に促進されることが知られている。しかし、上述の圧縮ベントナイト環境中での促進効果については、その耐食性の高さから、短時間の実験室試験では充分な質量減少が得られないことなどから、詳細には検討されていない。本研究では、硫化物イオンを添加した模擬地下水を浸潤した圧縮ベントナイト中に同じく銅電極を一定時間浸漬し、その腐食速度を電気化学法で測定した。測定は、定電位および定電流でのカソード還元法を組み合わせた方法とした。硫化物イオンを1mMあるいは10mM添加した1M NaHCO$$_{3}$$+50mM NaClを浸潤した圧縮ベントナイト中に銅電極を240時間浸漬し、カソード電解法で浸漬中に溶出した銅の電気量を測定した。測定結果から計算した腐食速度は5$$sim$$6$$mu$$m/yと推定された。

口頭

圧縮ベントナイト中での銅電極のカソード分極への硫化物イオンの影響

北山 彩水; 長田 柊平*; 井上 博之*; 土橋 竜太*

no journal, , 

銅は使用済み核燃料の処分容器の候補材となっている。本研究では淡水系地下水中の硫化物が処分環境での銅の耐食性に及ぼす影響について、特にカソード分極挙動に注目して解析した。銅電極および比較として白金電極を埋め込んだ圧縮ベントナイトに、異なる濃度の硫化物を溶解した淡水系模擬地下水を減圧下で浸潤させた。一定の浸漬時間後に、圧縮ベントナイト中に埋め込んだまま銅電極および白金電極のカソード分極曲線を測定し、結果を比較した。

口頭

硫化水素吹込み下での純銅の電気化学的挙動

北山 彩水; 谷口 直樹; 木村 航*; 梶山 浩志*

no journal, , 

純銅は、一般的に酸素濃度の低い地下水環境では熱力学的な安定性により、ほとんど腐食が進展しないという特徴を有しており、使用済燃料の直接処分の処分容器として環境条件によっては極めて長い寿命を期待できる材料といえる。しかし、硫化物の濃度条件などの環境条件によっては、純銅は熱力学的安定性を失い、腐食が進展すると考えられる。本研究では、硫化物が純銅の腐食挙動へ与える影響について、硫化水素を含むガスを吹き込んだ試験溶液を用いた電気化学試験により調査した。

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