Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
小田 治恵; 川間 大介*; 清水 浩之*; Benbow, S. J.*; 平野 史生; 高山 裕介; 高瀬 博康*; 三原 守弘; 本田 明
Journal of Advanced Concrete Technology, 19(10), p.1075 - 1087, 2021/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Construction & Building Technology)TRU廃棄物処分場では安全性や構造の安定性の確保、及び放射性物質の移行遅延などの観点からコンクリートの使用が考えられている。本研究では、コンクリートの劣化及びひび割れ発生をコントロールする化学-輸送-力学にまたがる非線形連成プロセスを対象とし、複数の計算プログラムを用いて連成解析を実施した。このような連成解析モデルを開発することにより、TRU廃棄物処分場における長期のコンクリート劣化及びひび割れの発生をコントロールする可能性のある重要な非線形プロセスと関係を見出していくことができる。
Benbow, S. J.*; 川間 大介*; 高瀬 博康*; 清水 浩之*; 小田 治恵; 平野 史生; 高山 裕介; 三原 守弘; 本田 明
Crystals (Internet), 10(9), p.767_1 - 767_33, 2020/09
被引用回数：2 パーセンタイル：26.57(Crystallography)コンクリート埋め戻し材を用いたTRU廃棄物地層処分におけるニアフィールド変遷評価に向けて開発した連成モデル解析システムの詳細を報告する。本連成モデル解析システムでは、個別ソフトウェアプログラム間におけるデータ交換規格の一つであるOpenMIを用いて、坑道スケールでの有限要素法応力解析モデルMACBECE、コンクリート中でのひび割れ発生についての精緻なモデリングを可能とする個別要素法モデルDEAFRAP、及び、可変グリッドによるスケール変化とひび割れ内地下水流動を考慮してコンクリートの化学変遷プロセスを解析することの可能な有限要素及び有限体積法モデルGARFIELD-CHEMを組合せることで、人工バリアシステムの化学-力学-水理連成モデルを作成する。このように既存の詳細な個別ソフトウェアをOpenMIを用いて連携させることで、1つのソフトウェア上に複数のプロセス群のすべて組み込む場合に避けられないモデルの単純化を必要としなくなる。
阿部 徹*; 平野 史生; 三原 守弘; 本田 明
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(1), p.3 - 11, 2020/06
硝酸イオン化学的変遷挙動評価モデル(NEON)は、地層処分施設およびその周辺における硝酸イオンの化学的変遷挙動を把握するために開発された評価ツールである。硝酸イオンはTRU廃棄物に易溶性の塩として含まれており、放射性物質の移行挙動に影響を及ぼす可能性がある。したがって、地層処分の安全性を評価するための基礎情報として硝酸イオンの化学形態の変化を評価する必要がある。NEONでは硝酸イオンと、金属,鉱物および微生物との反応がモデル化されており、このうち微生物との反応は微生物の活動による窒素循環等の過程を取り入れて構築している。各反応モデルは室内実験の結果と比較され、おおむね再現できることが確認されている。そこで、TRU廃棄物の地層処分を想定したスケールにおけるNEONの適用性を評価することを目的として、地下水の硝酸性窒素汚染の天然事例について再現解析を実施し、モデルの適用性を評価した。再現解析には広島県生口島の事例を取り上げた。NEONを用いて計算された硝酸イオンおよびその化学変遷物であるアンモニウムイオンの濃度分布は、数百メートル規模でおおむね再現しており、NEONの広域的条件における適用性が示された。
安楽 総太郎; Walker, C.*; 小田 治恵; 三原 守弘; 本田 明
Proceedings of 15th International Congress on the Chemistry of Cement (ICCC 2019) (Internet), 11 Pages, 2019/09
Ordinary Portland cement based materials used to construct a repository for the geological disposal of nuclear wastes in Japan, have the potential to form a hyperalkaline (pH 
12.5) plume that would affect the performance of other repository components. A High volume Fly ash (FA = 40 wt.%) Silica fume (SF = 20 wt.%) Cement (HFSC424) has therefore been developed to avoid the formation of a hyperalkaline plume. Hydration of HFSC424 in ion exchanged water (IEW) at liquid/solid (L/S) mass ratio = 0.5 caused the loss of portlandite within 56 days by the pozzolanic reaction of SF and FA. Hydrated solid phases included calcium (aluminate) silicate hydrate (C(-A)-S-H) gel and ettringite, and the expressed porewater had a pH = 11.7 after a year of hydration at 20
C. Leaching of HFSC424 in IEW was consistent with the dissolution of C(-A)-S-H gel and a decrease to pH = 11.1 at L/S = 1000. Leaching of HFSC424 in SW caused the loss of C(-A)-S-H gel and ettringite for L/S 
30 and a rapid decrease in pH = 10.2. This was followed by the precipitation of hydrotalcite, calcite and magnesium silicate hydrate (M-S-H) and a further decrease to pH = 8.8. These hydration and leaching tests demonstrate that HFSC is a suitable material for repository construction to avoid the formation of a hyperalkaline plume.
Walker, C.*; 安楽 総太郎; 小田 治恵; 三原 守弘; 本田 明
Proceedings of 15th International Congress on the Chemistry of Cement (ICCC 2019) (Internet), 11 Pages, 2019/09
Reaction of cationic metals (M) and anionic ligands (L) to form ML complexes can alter the dissolution of minerals and the concentration levels of elements in solution. A provisional assessment of ML complex formation in ordinary Portland cement (OPC) porewater and leachates was made with the assistance of the geochemical computer program PHREEQC and the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) thermodynamic database for geochemical reactions. Thermodynamic properties of ML complexes were either compiled from the literature or estimated by X-Y weighted linear correlation methods. Simulation of OPC hydration and degradation experiments demonstrated that ML complex formation had little effect on the concentrations of K, Na and Ca, and so too therefore the pH of OPC porewater and leachates. Formation of NaL, CaL and MgL complexes caused a significant increase in the concentrations of Mg, Al, Fe, Si, S, and C. Increased concentrations of these elements meant that OPC hydrates were more soluble and more rapidly consumed during the course of OPC degradation.
平野 史生; 大谷 芳輝*; 京川 裕之*; 三原 守弘; 清水 浩之*; 本田 明
日本原子力学会和文論文誌, 15(2), p.97 - 114, 2016/06
TRU廃棄物の地層処分システムを対象とする、ニアフィールドの力学的健全性に関する現実的な挙動を考慮した解析を行うことを目的として、日本原子力研究開発機構において力学解析コードMACBECE2014が開発された。MACBECE2014は、ニアフィールドの長期力学挙動およびその帰結として生じるバリア材料の透水性の変化を評価できる解析コードであり、金属の腐食膨張によるセメント系材料でのひび割れの発生を考慮した解析を行うことが可能である。MACBECE2014を用いて、TRU廃棄物の地層処分システムを対象として処分後の力学解析を行った結果、ベントナイト緩衝材を使用する場合では、セメント系材料には局所的に割れが発生するものの、緩衝材の健全性が損なわれることはなく、人工バリアシステムの低透水性が長期に渡り維持される結果となった。一方、ベントナイト緩衝材を使用せずにコンクリートで坑道内部を埋め戻す場合では、セメント系材料にひび割れが発生することによりバリアシステムの透水性が著しく上昇することが示された。
C based on two binary non-ideal solid solutionsWalker, C.; 須藤 俊吉; 小田 治恵; 三原 守弘; 本田 明
Cement and Concrete Research, 79, p.1 - 30, 2016/01
被引用回数：69 パーセンタイル：90.65(Construction & Building Technology)セメント系材料の変質挙動を定量的に予測するためには、カルシウムシリケート水和物ゲル(C-S-H)の溶解挙動をモデル化することが重要である。本研究では、C-S-Hゲルの溶解データの実験値について、既往の文献値とCa/Si比0.2
0.83における新規データとを収集・抽出した。これらのデータを用いて、水溶液中における二組の二元系非理想固溶体(SSAS)とみなし、離散的なCa/Si比を有する固相(DSP)として設定したC-S-Hゲルの溶解モデルを構築した。本研究で構築したDSP型のC-S-Hゲルの溶解モデルの特長は、Ca/Si比2.7
0でのC-S-Hゲルの溶解データ(pH値、Ca濃度及びSi濃度)の再現性が良好であること、Ca/Si比1.65以上ではポルトランダイトを含むこと、Ca/Si比0.85での調和溶解を再現すること、Ca/Si比0.55以下でアモルファスシリカを含むことである。Ca/Si比0.55以下でアモルファスシリカを含むことは、本研究におけるIR分析によって確認された。
北村 暁; 藤原 健壮; 三原 守弘; Cowper, M.*; 亀井 玄人
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 298(1), p.485 - 493, 2013/10
被引用回数：11 パーセンタイル：64.2(Chemistry, Analytical)セメントペーストから抽出した水の中のトリウム及びアメリシウムの溶解度を、過飽和側のバッチ法により調査した。セメントペーストの調製において、普通ポルトランドセメントと脱イオン水を混合し、固化したのちに間隙水を抽出した。本調査の目的は、セメント抽出間隙水中のトリウム及びアメリシウムの溶解度に及ぼすセメント減水剤の影響を調べることであった。得られた溶解度の値は、セメント減水剤の有無によらなかった。また、原子力機構熱力学データベース(JAEA-TDB)を用いた熱力学計算の適用性を確認するため、計算結果を本研究の結果と比較した。結果として、セメントペースト中に混練したセメント減水剤はトリウム及びアメリシウムの溶解度に大きな影響を及ぼすことはなく、熱力学計算が適用可能であることがわかった。さらに、トリウム及びアメリシウムのコロイド成分についても調査を行った。
亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 市毛 悟; 栗本 宜孝; 星野 清一; 赤木 洋介; 佐藤 信之; 村上 裕*; et al.
JAEA-Research 2011-002, 82 Pages, 2011/03
JAEA-Research-2011-002.pdf:5.64MB
TRU廃棄物の地層処分研究開発については国の全体基本計画に基づき、併置処分の評価にかかわる信頼性向上,ジェネリックな評価基盤の拡充及び幅広い地質環境に柔軟に対応するための代替技術開発が進められている。原子力機構においても処理,処分の両面で全体基本計画のなかの分担課題に取り組んでいる。本年報は平成21年度のそれらの進捗を記すもので、具体的課題としては、(1)ニアフィールドの構造力学評価(構造力学評価モデルの開発・整備,岩盤クリープモデルの導入及び検証計算,処分施設の長期的な変形挙動解析)、(2)性能評価(核種移行データ取得・整備,セメント変質,高アルカリ性環境における緩衝材及び岩盤の長期化学挙動,硝酸塩影響)及び(3)代替技術(硝酸塩分解技術)である。
北村 暁; 藤原 健壮; 土井 玲祐; 吉田 泰*; 三原 守弘; 寺島 元基; 油井 三和
JAEA-Data/Code 2009-024, 84 Pages, 2010/03
JAEA-Data-Code-2009-024.pdf:2.84MB
高レベル放射性廃棄物及びTRU廃棄物の地層処分の性能評価に用いるための熱力学データベースの整備を行った。整備対象元素としては、両放射性廃棄物の性能評価対象元素である24元素(アクチニド元素,核分裂生成物元素及びそれらの娘核種となる元素)を選定した。熱力学データベース整備の基本方針については、基本的には経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)のガイドラインに従うこととするものの、熱力学データが十分に公開されていない元素については、化学アナログやモデル等を用いて得た推定値を暫定値として採用するなど、一部に独自の熱力学データ選定基準を設けることとした。選定された熱力学データについては、各種地球化学計算コード用フォーマットに対応する形式で編集された。
亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 村上 裕; 増田 賢太; 山口 耕平; 松田 節郎; 市毛 悟; 高橋 邦明; et al.
JAEA-Research 2009-046, 80 Pages, 2010/01
JAEA-Research-2009-046.pdf:9.1MB
TRU廃棄物の地層処分研究開発については国の全体基本計画に基づき、併置処分の評価にかかわる信頼性向上,ジェネリックな評価基盤の拡充及び幅広い地質環境に柔軟に対応するための代替技術開発が進められている。原子力機構においても処理,処分の両面で全体基本計画のなかの分担課題に取り組んでいる。本年報は平成20年度のそれらの進捗を記すもので、具体的課題としては、(1)ニアフィールドの構造力学評価(構造力学評価モデルの開発・整備,岩盤クリープモデルの導入及び検証計算,処分施設の長期的な変形挙動解析),(2)性能評価(核種移行データ取得・整備,セメント変質,高アルカリ性環境における緩衝材及び岩盤の長期化学挙動,硝酸塩影響)、及び(3)代替技術(硝酸塩分解技術)である。
亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 村上 裕; 増田 賢太; 山口 耕平; 松田 節郎; 市毛 悟; 高橋 邦明; et al.
JAEA-Research 2008-082, 84 Pages, 2008/11
JAEA-Research-2008-082.pdf:2.52MBJAEA-Research-2008-082(errata).pdf:0.15MB
TRU廃棄物の地層処分研究開発については国の全体基本計画に基づき、併置処分の評価にかかわる信頼性向上,ジェネリックな評価基盤の拡充及び幅広い地質環境に柔軟に対応するための代替技術開発が進められている。JAEAにおいても処理,処分の両面で全体基本計画の中の分担課題に取り組んでいる。本年報は平成19年度のそれらの進捗を記すもので、具体的課題としては、(1)TRU廃棄物の処理・廃棄体化技術(廃棄物の開梱・分別へのか焼技術の適用性,廃棄体の品質保証・検認手法),(2)ニアフィールドの構造力学評価(構造力学評価モデルの開発・整備,岩盤クリープモデルの導入,岩盤及び人工バリア変形の連成解析),(3)性能評価(核種移行データ取得・整備,セメント変質,高アルカリ性環境における緩衝材及び岩盤の長期化学挙動,硝酸塩影響)及び(4)代替技術(硝酸塩分解技術)である。
梅田 浩司; 大井 貴夫; 大澤 英昭; 大山 卓也; 小田 治恵; 亀井 玄人; 久慈 雅栄*; 黒澤 英樹; 小林 保之; 佐々木 康雄; et al.
JAEA-Review 2007-050, 82 Pages, 2007/12
JAEA-Review-2007-050.pdf:28.56MB
本報告書は、2006年度(平成18年度)の地層処分技術に関する各々のプロジェクトにおける研究開発の現状とトピック報告を示した年度報告書である。
亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 村上 裕; 増田 賢太; 山口 耕平; 中西 博*; 佐々木 良一*; 市毛 悟*; et al.
JAEA-Research 2007-067, 130 Pages, 2007/09
JAEA-Research-2007-067.pdf:28.78MB
第2次TRUレポートの出版を踏まえ、資源エネルギー庁と日本原子力研究開発機構は、我が国のTRU廃棄物の地層処分に関する基本方針及び事業計画を策定し、公表した。この年報は、TRU廃棄物とその地層処分について概要をまとめつつ、そこに示された個別課題のうち、日本原子力研究開発機構に割り当てられたものについて、その目標と進捗を記すものである。その具体的課題とは次のとおりである。TRU廃棄物の処理及び廃棄体化技術,ニアフィールドの力学評価,核種移行データ取得,セメント・ベントナイト・岩盤の変質,硝酸塩の影響,処分システムの性能評価、さらに代替技術としての硝酸塩分解技術である。
Al小澤 顕*; 松多 健策*; 長友 傑*; 三原 基嗣*; 山田 一成*; 山口 貴之*; 大坪 隆*; 百田 佐多夫*; 泉川 卓司*; 炭竃 聡之*; et al.
Physical Review C, 74(2), p.021301_1 - 021301_4, 2006/08
被引用回数：43 パーセンタイル：89.22(Physics, Nuclear)理化学研究所のリングサイクロトロンで、陽子過剰核Alの
因子を初めて測定した。実験的に測定された因子の絶対値は、1.557
0.088と決められた。この原子核は、鏡像核Neのエネルギー準位から見ると、基底状態は1/2
もしくは5/2と考えられる。決められた因子と殻模型計算による因子との比較から1/2は明らかに否定されるため、基底状態のスピンは5/2と与えられた。これまで、Alは陽子ハロー構造のため、1/2状態が基底状態になる可能性が議論されてきたが、この実験により少なくとも基底状態にハロー構造が存在しないことがはっきりした。また、Neの磁気モーメントの実験値から、Alの基底状態におけるアイソスカラー固有スピンの期待値が求められるが、その値は
Cのように異常な値を示さず、正常であることがわかった。
塩月 正雄; 黒田 茂樹*; 大井 貴夫; 本田 明; 三原 守弘; 小野 文彦*; 小澤 孝*; 塚本 政樹*
IAEA-CN-135/59, p.229 - 232, 2005/10
電気事業者とサイクル機構は協力して、TRU廃棄物処分研究の第2次とりまとめを実施している。この取りまとめの目的は、より信頼性の高い処分の安全性を示すとともに、将来の安全規制に資するものである。本報では、この第2次とりまとめの概要を紹介する。
柴田 雅博; 三原 守弘; 佐々木 良一; 本田 明
JNC TN8400 2005-025, 17 Pages, 2005/09
JNC-TN8400-2005-025.pdf:0.74MB
TRU廃棄物の地層処分の性能評価において考慮すべき有機物として、有機系廃棄物、セメント添加剤及び天然有機物が挙げられる。これらのうちJNCの再処理施設から発生するアスファルトには廃溶媒(TBP及びその劣化物)が含まれる。これらの溶媒及び劣化物は、化学的な条件が整えばアクチノイド元素と錯体を形成する可能性がある。この錯体が可溶性の場合には放射性核種の溶解度及び収着挙動に影響を及ぼし、放射性核種の移行挙動に影響を及ぼす可能性がある。本報告では、TBP及びその劣化物のアクチノイドの溶解度及び収着挙動に及ぼす影響を評価することを目的として、既往の実験的研究に対する文献調査、核種との相互作用に関する熱力学データの調査とそれに基づく溶解度・化学種分配計算を実施した。その結果、想定される条件ではTBP及びその劣化生成物であるDBP及びMBPが、核種の溶解度および溶存化学種分配に与える影響は小さい(せいぜい数倍程度)と考えられた。
三枝 純; 川崎 克也; 三原 明; 伊藤 光雄; 吉田 真
Applied Radiation and Isotopes, 61(6), p.1383 - 1390, 2004/12
被引用回数：28 パーセンタイル：84.49(Chemistry, Inorganic & Nuclear)
線スペクトロメトリ法により体積試料の放射能測定を行う際、各試料に固有の効率曲線が必要となる。環境試料の放射能測定や緊急時の試料測定においては、100keV以下の低エネルギー線を放出する核種の評価が重要となる。ここでは、代表点法を用いて体積試料に対するHPGe検出器の効率を評価するとともに、低エネルギー線に対する効率曲線を評価するうえで重要な補正因子となる自己吸収効果について詳細に検討した。また、代表点法を種々環境試料の測定に適用し実務へ活用するうえでの基礎データとした。
本田 明; 三原 守弘; 加藤 大生*
JNC TN8400 2004-020, 69 Pages, 2004/11
JNC-TN8400-2004-020.pdf:3.09MB
TRU廃棄物の処分施設においては,多量のセメント系材料を使用することが考えられている。このため,処分施設及びその周辺の地球化学的条件は,セメント系材料の溶解によって,長期に渡りpH12以上の高アルカリ性に維持される可能性がある。したがって,TRU廃棄物処分の性能評価においては,セメント系材料の影響を考慮した放射性核種の移行パラメータ(実効拡散係数及び分配係数)を設定する必要がある。しかし,既往の研究において,セメント系材料を起源とした高アルカリ条件における岩石中の放射性核種の分配係数や拡散係数等について十分な評価がされているとは言いがたい。一方,TRU廃棄物には,高レベル放射性廃棄物にほとんど含まれないヨウ素-129を多く含む廃棄体グループがある。このヨウ素-129は半減期が10
年と非常に長く,かつ人工バリアや天然バリアへの収着がほとんど見込まれないことから,TRU廃棄物処分システムの性能評価において,最も重要な核種の一つである。本研究では,結晶質岩の一例として花崗閃緑岩,堆積岩の一例として砂岩を選定し,模擬セメント浸出液(CW)及び模擬地下水(GW)を使用したヨウ素の透過拡散(Through-diffusion)実験をAr雰囲気において実施し,以下の知見が得られた。CW条件におけるヨウ素の実効拡散係数は,実験結果の解析によって花崗閃緑岩,砂岩ともに時間の経過にともない低下していることが示唆された。本実験で得られたヨウ素のDeを中性条件における既往の報告値と比較すると,CW条件における花崗閃緑岩中のヨウ素のDeは2桁以上低いものであった。また,砂岩の場合には,既往の報告値と比較してGW条件のDeは同程度であったのに対し,CW条件のDeは12桁低いものであった。実験後の砂岩の試料をSEMで観察した結果,CW条件の実験に供した試料では,表面全体が繊維状の二次鉱物によって覆われていた。このことから,CW条件におけるヨウ素のDeの低下は,二次鉱物の沈殿が大きく影響していることが推測された。一方,分配係数についはGW条件における砂岩の実験で1.7x10
3.0x10m
/kgが得られた。しかし,それ以外の実験ケースでは分配係数を得ることができなかった。
本田 明; 三原 守弘
JNC TN8400 2004-011, 17 Pages, 2004/07
JNC-TN8400-2004-011.pdf:0.48MB
TRU廃棄物には再処理プロセスから発生するハル・エンドピースが含まれる。このハル・エンドピースは地層処分が相応しいとされている。サイクル機構の東海再処理工場では,このハル・エンドピース廃棄物にウエス等の有機系の廃棄物が混入していることが知られている。有機物は,セメント系材料によってもたらされるアルカリ性の環境において一部が分解し,有機分子を液相に放出することが考えられる。これらの可溶性有機系分解生成物は,潜在的に放射性核種と錯体を形成する可能性があり,錯体形成により放射性核種の化学形態,溶解度及び収着挙動に影響を及ぼす可能性がある。そこで,処分時におけるハル・エンドピース廃棄物への混入有機物の影響について含まれる有機物の全量がセルロースと仮定し,核種との相互作用が大きいイソサッカリン酸(ISA)を生成するという保守的な仮定に基づき放射性物質の溶解度及び収着に及ぼす影響の評価を行なった。本書はその評価方法と結果について示すものである。 評価の結果,処分施設中の最大ISA濃度は1.3 x 10-6 mol dm-3であり,ISAの影響が見られないと考えられているISAの濃度(1.0 x 10-6 mol dm-3)より、ごくわずかに大きかった。しかし,非常に保守的な仮定のもとで非常に荒い評価を行っていることから,最大ISA濃度1.3 x 10-6 mol dm-3は、実際には核種の溶解度および収着挙動に影響を与えないレベルと考えられる。また,ISA濃度をパラメータとした核種移行解析結果より,ISA濃度が10-5mol dm-3であったとしても108年までの計算において,最大線量は有機物の影響を考慮していない基本ケースのそれより上回ることはなかった。施設外への放出がまったくない状態で有機物全量がISAとなり、施設の空隙水に溶解したとしても、その濃度は1.5 x 10-5 mol dm-3であり、有機物の最大線量に及ぼす影響は小さいと考えられる。
