検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 109 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Modelling concrete degradation by coupled non-linear processes

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

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。

論文

A Coupled modeling simulator for near-field processes in cement engineered barrier systems for radioactive waste disposal

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:1 パーセンタイル:37.3(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。

論文

硝酸イオン化学的変遷挙動評価モデルの施肥由来硝酸性窒素汚染事例への適用

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。

報告書

TRU廃棄物地層処分の性能評価のためのバリア材への核種の収着データの取得

舘 幸男; 陶山 忠宏*; 三原 守弘

JAEA-Data/Code 2019-021, 101 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2019-021.pdf:4.05MB

TRU廃棄物や高レベル放射性廃棄物の地層処分を対象とした性能評価において、人工バリアであるセメントやベントナイト、天然バリアである岩石中での核種の収着現象は、核種の移行遅延を支配する重要な現象の一つである。収着の程度は一般的に収着分配係数(K$$_{rm d}$$)によって表され、バリア材や環境条件に応じて大きく変動するため、それぞれの条件でのK$$_{rm d}$$データを取得し、性能評価解析では関連する不確実性も考慮して収着パラメータ値を設定する必要がある。TRU廃棄物の処分システムでは、高レベル放射性廃棄物で検討されるベントナイトや岩石に加えて、バリア材として利用されるセメント系材料への収着や、一部の廃棄物に含まれる硝酸塩等の化学物質が地下水に溶解して収着に影響を及ぼすことなどを考慮する必要が生じる。本報告書では、このようなTRU廃棄物の処分において考慮すべきバリア材料や、硝酸塩等の影響物質、評価対象核種の組み合わせを対象として、K$$_{rm d}$$データをバッチ式収着試験により取得した結果を報告する。バリア材としては、普通ポルトランドセメント硬化体、通水で劣化させた普通ポルトランドセメント硬化体、凝灰岩を対象とし、液性については、蒸留水や模擬海水とバリア材料との平衡液に加え、硝酸塩やアンモニウム塩を含む液性条件を対象とした。元素は、C(有機形態),C(無機形態),Cl,I,Cs,Ni,Se,Sr,Sn,Nb,Am,Thを対象とした。ここで報告する収着データの一部は、TRU廃棄物処分技術検討書の性能評価における核種移行解析に用いたパラメータである核種移行データセット(RAMDA: Radionuclide Migration Datasets)の一部として取得・報告されているものであり、ここでは、これらのデータ取得の方法, 条件, 結果の詳細を報告する。

論文

Hydration and degradation of High content Fly ash Silica fume Cement (HFSC)

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$$^{circ}$$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 $$leq$$ 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.

論文

Formation of metal ion complexes in cementitious porewaters and leachates

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.

論文

鉱物質混和材を使用したセメントペースト硬化体に対するセシウムおよびヨウ素の見掛けの拡散係数

三原 守弘; 原澤 修一*; 鳥居 和之*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(1), p.15 - 23, 2019/06

鉱物質混和材(フライアッシュ:FA, 高炉スラグ微粉末:BFS, シリカフューム:SF)を用いた水セメント比50%および30%の材齢28日のセメントペースト硬化体を作製し、CsおよびIの見掛けの拡散係数(D$$_{a}$$)を、電子線プローブマイクロアナライザーを用いた方法により算定した。Csについては、水セメント比50%ではBFS、水セメント比30%ではSFの使用がD$$_{a}$$の低減に大きく寄与した。IのD$$_{a}$$の低減には、水セメント比50%ではBFS、水セメント比30%についてはその大きな変化は確認できなかった。SFを用いることによりCsの収着性の向上が見られ、BFSを用いることによりIの収着性が向上する傾向が確認された。これらのセメントペースト硬化体の間隙構造は、微細な間隙によって連結したものであることも確認され、SFおよびBFSの使用がD$$_{a}$$の低減に寄与したものと考えられた。

論文

TRU廃棄物地層処分施設の化学的変遷を考慮した長期力学挙動解析コードの開発

三原 守弘; 平野 史生; 高山 裕介; 京川 裕之*; 大野 進太郎*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(1), p.15 - 25, 2017/06

TRU廃棄物地層処分施設の長期力学挙動を評価するための解析コードMACBECEを開発した。解析コードには、メント系材料のカルシウムの溶出やベントナイト系材料のカルシウム型化やスメクタイトの溶解などの化学的変遷に伴う力学特性変化および周辺岩盤との力学的な相互作用を考慮した。開発した解析コードを用いてクリープ変形が生じやすいと考えられる軟岩サイトを想定し、TRU廃棄物処分施設の建設段階から、処分施設閉鎖後10万年までの力学挙動解析を行った。緩衝材の力学挙動モデルとして、ECモデルを用いることで応力が降伏曲面の特異点付近に陥ることを解消でき、数値解析上、安定な解を得ることができた。さらに、周辺岩盤と処分施設の力学的相互作用を同時に解析することにより、周辺岩盤と処分施設の力学挙動を別々に解析した第2次TRUレポートの結果と比較して処分坑道の内径変位量が半分程度となることが示された。

論文

TRU廃棄物処分システムの性能評価の観点からの人工バリアの透水性に対するセメント系材料のひび割れの影響に関する検討

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。

論文

Calcium silicate hydrate (C-S-H) gel solubility data and a discrete solid phase model at 25$$^{circ}$$C based on two binary non-ideal solid solutions

Walker, 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:40 パーセンタイル:89.36(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$$sim$$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$$rightarrow$$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。

論文

Thorium and americium solubilities in cement pore water containing superplasticiser compared with thermodynamic calculations

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:9 パーセンタイル:63.75(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。

報告書

TRU廃棄物の処理・処分技術に関する研究開発; 平成21年度報告

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。

報告書

地層処分低レベル放射性廃棄物の安全評価解析と物量変動の処分場への影響に関する検討・評価(共同研究)

長谷川 信; 近藤 等士; 亀井 玄人; 平野 史生; 三原 守弘; 高橋 邦明; 船橋 英之; 川妻 伸二; 植田 浩義*; 大井 貴夫*; et al.

JAEA-Research 2011-003, 47 Pages, 2011/02

JAEA-Research-2011-003.pdf:3.99MB

原子力発電環境整備機構と日本原子力研究開発機構は協力協定に基づき、2009年度から「TRU廃棄物の処分に係る検討会」を設置し、TRU廃棄物の処分のための検討を実施している。今回の検討では、原子力機構が開発したTigerコードと原子力発電環境整備機構が今後の安全評価に使用を予定しているGoldSimコードについて、同一条件でのベンチーマーク解析を行い、双方の信頼性について確認を行った。2つのコードの解析結果が同程度のものであったことから、両者の解析コードの信頼性について確認ができたものと考える。また、処分場へ処分する想定物量(約19,000m$$^{3}$$)が変動した場合の処分場設計への影響について検討を行った。その結果、第2次TRUレポートの概念に基づき評価した場合、10%程度の廃棄体量の増加は、現在の処分場設計に適用している地層処分技術で対処可能であることが確認できた。

報告書

JAEA-TDBにおける有機物関連の熱力学データの整備

三原 守弘

JAEA-Review 2009-060, 27 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2009-060.pdf:2.14MB

日本原子力研究開発機構では、現在、1999年に整備・開発された熱力学データベース(JNC-TDB)を2009年度中に改定し、日本原子力研究開発機構の熱力学データベース(JAEA-TDB)として整備することを予定している。この改定では、JNC-TDBで対象とされていなかった有機物関連の熱力学データも考慮することとしている。本報告書は、このJAEA-TDBの整備・開発の一環としてまとめられたものであり、特に、TRU廃棄物に由来する有機物の熱力学データについて示すものである。整備対象とされた有機物は、シュウ酸,クエン酸,エチレンジアンミン四酢酸及びイソサッカリン酸である。これらの有機物に関しては、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)で整備されており、JAEA-TDBにおいてもこれらの値を採用した。さらに、OECD/NEAが選定していない有機物の熱力学データについては、既往の報告値やLFERなどの元素の化学的な類似性を考慮して値を設定した。

報告書

TRU廃棄物地層処分施設の力学挙動解析コード(MACBECE)の開発

三原 守弘; 佐藤 信之; 大野 進太郎*; 森川 誠司*

JAEA-Data/Code 2009-026, 114 Pages, 2010/03

JAEA-Data-Code-2009-026.pdf:15.21MB

TRU廃棄物の地層処分での安全評価を実施するため、処分施設建設時からの処分坑道の掘削にて生じる周辺岩盤の応力状態を解析し、処分施設操業,閉鎖後における処分施設及び周辺岩盤の一連の力学挙動を評価するための解析コードMACBECEを開発した。MACBECEはセメント系材料の力学挙動について非線形弾性モデルを、ベントナイト系材料には圧密変形及び粘性変形(二次圧密)などといった粘土の時間依存性挙動を考慮できる弾粘塑性構成式に緩衝材特有の膨潤特性を組み込んだ緩衝材の力学モデルを、周辺岩盤には大久保が提案する粘弾性モデルを組み込んでおり、これらのモデルを連成して解くことが可能である。さらに、セメント系材料やベントナイトの変質に伴う力学物性の経時変化も考慮することが可能な解析コードである。

報告書

JAEA thermodynamic database for performance assessment of geological disposal of high-level radioactive and TRU wastes

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。

報告書

TRU廃棄物の処理・処分技術に関する研究開発; 平成20年度報告

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。

報告書

低アルカリ性セメント硬化体の間隙構造と塩化物イオンの見掛けの拡散係数に関する研究

三原 守弘; 鳥居 和之*

JAEA-Research 2008-109, 46 Pages, 2009/03

JAEA-Research-2008-109.pdf:8.04MB

長寿命の放射性核種を含む廃棄物を地層処分する際のモルタル,コンクリートなどの充填材として、ポゾランを多量に用いた低アルカリ性セメントの開発が行われている。このセメントは、ポゾラン材料として、シリカフュームと多量のフライアッシュが用いられたセメントで、HFSCと呼ばれている。本研究では、HFSC硬化体における物質移動現象を把握することを目的として、その間隙構造と塩化物イオンの拡散挙動について評価を行った。水銀圧入法の評価により得られたHFSC硬化体の間隙率は、普通ポルトランドセメント(OPC)のものより大きいが、間隙量が増加する間隙径は、OPCより小さいことが示された。また、反射電子像での評価により、大きな径の間隙がHFSC硬化体において観察された。これは、中空なフライアッシュ(セノスフェア)の存在によるものであった。フライアッシュ40%のHFSC硬化体の塩化物イオンに見掛けの拡散係数が、最も小さな値を示した。HFSC硬化体においては、屈曲度やイオン排除・分子フィルトレーション効果の大きな間隙構造が形成されるために拡散係数が小さくなるものと考えられた。

報告書

TRU廃棄物の処理・処分技術に関する研究開発; 平成19年度報告

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:2.52MB
JAEA-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。

論文

Development of low-alkaline cement using pozzolans for geological disposal of long-lived radioactive waste

三原 守弘; 入矢 桂史郎*; 鳥居 和之*

土木学会論文集,F, 64(1), p.92 - 103, 2008/02

長半減期放射性廃棄物処分の安全評価における不確実性を低減させるため通常のセメント硬化体の浸出液のpHよりも低い低アルカリ性セメントを開発した。低アルカリ性セメントを開発するにあたり、シリカフュームを多量に添加することが有効であるが、多量のシリカフュームの添加は施工性の低下を招く。このため、シリカフュームの一部をフライアッシュに添加した低アルカリ性セメントを開発した。このセメントは、自己充填コンクリートへの適用が可能であり、高強度,低乾燥収縮及び低発熱性のコンクリートとなることから、処分システムの構造部材や充填材に適用可能であることが示された。

109 件中 1件目~20件目を表示