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田窪 勇作*; 高山 裕介; Idiart, A.*; 田中 達也*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*
Proceedings of 2022 International High Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2022) (Internet), p.906 - 915, 2022/11
地層処分場の設計では、ベントナイト中のモンモリロナイトの熱変質による安全機能の低下を防止するため、ベントナイトが使用される緩衝材や埋め戻し材の温度を100度以下に抑えることが一般的な設計要件となっており、これまでの設計検討では、熱伝導解析を用いて緩衝材温度が100度未満となることが確認されてきた。しかし、ベントナイトの状態の不確実性や人工バリア材料間の隙間などの施工上の不確実性などといった緩衝材温度を上昇させる可能性がある要因については考慮できておらず、評価をより現実的にするにはこれら不確実性の影響を考慮する必要がある。そこで本研究では、より現実的かつ100度以上の温度環境も含めた緩衝材の状態評価を行うための解析モデルの開発を開始した。また本研究では、処分場環境の不均一性に起因した緩衝材の状態変遷の不確実性も含めた予測評価を行うことを目指している。本稿では、100度以上の高温域も含めたTHMC連成解析モデルの段階的開発プロセスの概要を紹介するとともに、緩衝材の状態変遷の不確実性を定量化するために実施したTH連成現象を支配するパラメータの調査及びそのパラメータの不確実性を考慮した既存のTH連成解析技術の適用性の確認の試行結果について報告する。
浜本 貴史*; 石田 圭輔*; 澁谷 早苗*; 藤崎 淳*; 舘 幸男; 石黒 勝彦*; McKinley, I. G.*
Proceedings of 2019 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2019) (USB Flash Drive), p.77 - 82, 2019/04
NUMO's recently published safety case involves utilisation of the safety case approach to provide a basis for preparation for future phases of work and development of a template for later, more complete and rigorous, safety cases. Advances include capturing potential siting environments in Site Descriptive Models (SDMs) and focusing post-closure safety assessment methodology on repository designs tailored to these SDMs. Radionuclide-specific parameters in the engineered barrier system (EBS), such as solubilities, sorption and diffusion values, are selected based on established chemical models that take into account evolution of porewater chemistry, alteration of EBS material and different host rock properties. Existing chemical thermodynamic databases developed in Japan have been used for the coupled geochemical and mass transport analyses applied to set these parameters. Nevertheless, in view of fundamental uncertainties in the thermodynamic approach, expert judgment played a key role in the process. This paper discusses the methodology used to set "reasonably conservative" radionuclide migration parameters for the illustrative SDMs, with a focus on chemistry which can be captured in existing models only by introducing significant simplifications.
Salazar, A.*; Fratoni, M.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 2017 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2017) (CD-ROM), p.600 - 607, 2017/04
The safety assessment of a geological repository for used nuclear fuel must ensure that future generations are shielded from radiation from fission products, in particular those released by re-criticality events. An investigation is required to understand whether or not criticality can actually be achieved. In fulfilling this end, this study assesses the uncertainty in the composition and total mass of precipitates forming in the far-field due to variation in transport parameters. The Latin Hypercube Sampling technique is employed to generate an accurate, random distribution of variables employed in the transport model and to assess the uncertainty of attaining a critical mass. The average characteristics of the damaged fuel from the Fukushima Daiichi reactor cores is used as the reference waste form. Results are compared to the minimum critical masses of previous studies to assess the criticality safety margin.
Atz, M.*; Liu, X.*; Fratoni, M.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 2017 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2017) (CD-ROM), p.608 - 614, 2017/04
After nuclear waste is buried in a repository, hydrogeological processes can dissolve, transport, separate, and rearrange radionuclides inside or outside the repository. If fissile material becomes separated from neutron absorbers and precipitates in a far-field geologic formation, a critical mass may be formed. The scope of this study is to assess the impact of the spent fuel composition and host rock type on the risk of criticality in the far field. In particular, this study performs neutronics analysis in order to determine the minimum theoretical mass of fissile material needed to achieve criticality in a water-saturated far-field deposition under conservative conditions. Understanding of the effects of composition of spent fuels and host rock types enable discussion of the likelihood of far field criticality from LWR used fuel. In addition, this work makes recommendations on repository design and LWR fuel cycle management so as to minimize the risk of far-field criticality.
Liu, X.*; Fratoni, M.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 2017 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2017) (CD-ROM), p.595 - 599, 2017/04
The present work aims to study the effect of random geometry on the long-term criticality safety. Preliminary considerations on uranium depositions in randomly fractured rocks have been obtained through an approximated analytical solution to calculate spherical fuel lumps with random locations. With stochastic and heterogeneous conditions applied, the present work examines the conservatives of the neutronic models for repository criticality safety assessment, and provides deeper understandings of the system. The major finding is that, when parameters are chosen to optimized the criticality, effective multiplication factor for systems with the random geometries can be well-bounded by the average case.
大澤 英昭; 小出 馨; 笹尾 英嗣; 岩月 輝希; 三枝 博光; 濱 克宏; 佐藤 稔紀
Proceedings of 2015 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2015) (CD-ROM), p.371 - 378, 2015/04
1996年に結晶質岩を対象とした深地層の研究施設計画として瑞浪市で開始した超深地層研究所計画は、3つの段階(第1段階:地表からの調査予測研究段階、第2段階:研究坑道の掘削を伴う研究段階、第3段階:研究坑道を利用した研究段階)で進めてきた。現在、深度500mまでの研究坑道の掘削を完了し、第2段階の調査研究は一旦終了した。第3段階の調査研究は2010年から行っている。原子力機構は、これまでの調査研究の成果を、ウェブベースの報告書(CoolRepH26)として取りまとめた。今後、超深地層研究所計画では、地層処分の信頼性を向上するための基盤研究として、第3段階の調査研究を継続して進める。
Liu, X.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 2015 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2015) (CD-ROM), p.879 - 886, 2015/04
本研究では、東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した破損燃料を地層処分する場合の中性子輸送解析に焦点を当てている。破損燃料が収納された処分容器が地層中に処分された体系を想定し(球状の燃料粒子が六角格子上に配列するようにモデル化)、MCNPによる中性子輸送計算を行った。処分容器の周囲には緩衝材が設置され、系全体が地下水で飽和されているものとした。系内における中性子の減速の条件と、燃料の分布状態を4ケース想定して解析を実施したところ、以下の知見を得た。(a)実効増倍率は、中性子の減速の条件をどのように想定するかに大きく依存する。(b)炭素鋼製の処分容器は破損燃料の処分後の臨界安全性の向上に大きな役割を果たし得る。(c)破損燃料中の核分裂性物質が処分容器の外部へ放出され始めた後、ある割合の核分裂性物質が放出されたときに、系の実効増倍率が最大となる場合がある(処分直後が最も高いとは限らない)。(d)いくつかの条件を仮定すると、系の最大実効増倍率は、処分容器1体に対する破損燃料の装荷量にはほとんど影響を受けず、処分容器の寸法や組成によって影響を受ける。
Liu, X.*; Ahn, J.*; 平野 史生
Proceedings of 14th International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWMC 2013) (CD-ROM), p.527 - 534, 2013/04
本研究では溶融燃料を地層処分した場合の臨界安全性に注目し、MCNPモデルで仮定する地層中でのウランとプルトニウムの析出物の幾何学的形状の影響について検討した。東京電力福島第一原子力発電所の炉内溶融燃料を地層処分することを想定して、多様なパラメータに対して保守的な数値解析を実施した結果、臨界状態を生起させる系の条件の組合せが存在することが観察された。また、鉄を多く含む母岩の場合は臨界の可能性が顕著に低減できることが示された。
牧野 仁史; 梅木 博之; 高瀬 博康*; McKinley, I. G.*
Proceedings of 2011 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWMC 2011) (CD-ROM), p.25 - 31, 2011/04
性能評価は、異なるサイトや設計オプションの適用性や優劣の評価で重要な役割を果たすことが期待される。本論文では、その役割を果たすための、次世代性能評価への要求と関連する研究開発課題について論じる。
宮原 要; 舘 幸男; 北村 暁; 三ツ井 誠一郎; 澤田 淳; 柴田 雅博; Neall, F.*; McKinley, I. G.*
Proceedings of 2011 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWMC 2011) (CD-ROM), p.292 - 298, 2011/04
日本の地層処分計画における公募方式による複数の処分候補地を比較評価するため、処分場閉鎖後の安全評価ではできるだけ現実的に核種移行現象を取り扱うことが求められる。現実的なモデルやパラメータ設定のためには、理論の裏付け,室内,野外試験,ナチュラルアナログによる知見や情報を総合した現象理解を踏まえる必要があり、データ取得手法の信頼性をチェックする等のこれまでの紋切り型の品質保証手続きは役に立たない。本研究では、この問題を掘り下げたうえで、知識工学手法を適用した解決策を提案する。
畑中 耕一郎; 茂田 直孝; 福島 龍朗
Proceedings of 2008 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2008) (CD-ROM), p.101 - 108, 2008/09
幌延深地層研究計画における地上からの調査研究段階(第1段階)は、2001年3月に始まり、2005年度に修了した。第1段階の調査研究においては、地質環境統合化と繰り返しアプローチの考え方を導入し、幌延における研究所設置地区及びその周辺の地質環境の特性評価を行うとともに、それらの適用性を確認した。第1段階の成果については、2006年度に取りまとめ、2007年3月に公表した。本報告では、幌延深地層研究計画の第1段階で適用したステップワイズな調査研究における地質環境統合化手法と繰り返しアプローチの考え方と適用性について議論するとともに、その成果について取りまとめた。
畑中 耕一郎; 森岡 宏之*; 福島 龍朗
Proceedings of 2008 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2008) (CD-ROM), p.250 - 257, 2008/09
幌延深地層研究計画における地上からの調査研究において実施した地下施設の設計と建設計画の策定、及びそれらに基づく坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)における地下施設建設の現状について報告する。
宮原 要; 稲垣 学; 川村 淳; 蛯名 貴憲*
Proceedings of 2008 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2008) (CD-ROM), p.593 - 599, 2008/09
What if解析についてどのような想定とするかなどをわかりやすく示すため、断層シナリオを対象として、解析の一連の手順について解析とともに例示する。
三枝 博光; White, M. J.*; Robinson, P.*; Guimer
, J.*
Proceedings of 11th International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM) (CD-ROM), p.330 - 337, 2006/00
調査と地質環境モデルの構築を組合せることによって、地質環境特性を効率的・合理的に把握するためには、調査終了後、迅速に取得したデータの解釈を行い、地質環境モデルを構築し、その結果に基づき次の調査計画を立案できることが重要である。このような迅速な地質環境モデルの構築を支援することを目的に、地質構造モデルの構築から水理地質構造モデルの構築及び地下水流動解析までの一連の作業に必要なソフトウェアや解析コードを統合したシステムを構築した。このシステムを用いて東濃地域における地質構造モデルの構築,水理地質構造モデルの構築、及び地下水流動解析を実施した。この際、複数の岩相(花崗岩,堆積岩)や断層が複雑に分布する地域の地質構造モデルを、可視化画像で確認しながら視覚的に構築することができた。また、地質構造モデルから地下水流動解析を行うための分割要素(離散モデル)が自動的に作成されることにより、煩雑な要素分割作業がなくなり大幅に労力を削減できた。特に、複数の地質構造モデルを作成した場合、離散モデルの自動構築機能は労力の削減に効果的と言える。さらに、地下水流動解析結果を可視化し、解析結果の考察を効率的に進めることができた。以上のことから、複雑な地質構造をモデル化するとともに、それに基づく地下水流動解析を実施する場合や、複数のモデルを作成するような場合(感度解析など)に、本システムは非常に有用であることが明らかとなった。
三枝 博光; White, M. J.*; Robinson, P.*; Guimer, J.*
Proceedings of 11th International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM) (CD-ROM), p.330 - 337, 2006/00
調査と地質環境モデルの構築を組合せることによって、地質環境特性を効率的・合理的に把握するためには、調査終了後、迅速に取得したデータの解釈を行い、地質環境モデルを構築し、その結果に基づき次の調査計画を立案できることが重要である。このような迅速な地質環境モデルの構築を支援することを目的に、地質構造モデルの構築から水理地質構造モデルの構築及び地下水流動解析までの一連の作業に必要なソフトウェアや解析コードを統合したシステムを構築した。このシステムを用いて東濃地域における地質構造モデルの構築,水理地質構造モデルの構築、及び地下水流動解析を実施した。この際、複数の岩相(花崗岩,堆積岩)や断層が複雑に分布する地域の地質構造モデルを、可視化画像で確認しながら視覚的に構築することができた。また、地質構造モデルから地下水流動解析を行うための分割要素(離散モデル)が自動的に作成されることにより、煩雑な要素分割作業がなくなり大幅に労力を削減できた。特に、複数の地質構造モデルを作成した場合、離散モデルの自動構築機能は労力の削減に効果的と言える。さらに、地下水流動解析結果を可視化し、解析結果の考察を効率的に進めることができた。以上のことから、複雑な地質構造をモデル化するとともに、それに基づく地下水流動解析を実施する場合や、複数のモデルを作成するような場合(感度解析など)に、本システムは非常に有用であることが明らかとなった。
増田 純男*; 河村 秀紀*; McKinley, I. G.*; Neall, F. B.*; 梅木 博之
Proceedings of 11th International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM) (CD-ROM), p.507 - 514, 2006/00
長期にわたって廃棄物の回収を容易なままの状態に維持する高レベル放射性廃棄物や使用済燃料の地層処分場設計に対して国際的な関心が高まりつつある。これは、処分についての社会の受入を徐々に獲得していくことの必要性、あるいは将来いつでも使用済燃料を再処理することができる状態を維持したままにしておくことの要望から、処分場の閉鎖の時期を遅らせるという処分概念の発想に至っている。いずれの場合にも、異なる境界条件の下に設計を変更していくよりも、要件そのものに特化して概念を構築していくことに利点がある。本件は、その一つの設計例であり、その基本的な考え方は、処分場の操業と閉鎖後の双方の安全性を最適化するという視点で論じたものである。
安藤 賢一*; 三原 守弘; 納多 勝*; 山本 幹彦*
Proceedings of 11th International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM) (CD-ROM), p.655 - 662, 2006/00
TRU廃棄物処分システムにおいて、金属の腐食,微生物による有機物の分解及び放射線によるガス発生を考慮して、TRU廃棄物の処分システムにおけるガス移動の評価を実施した、ガスによる処分システムの圧力上昇や、処分施設内の放射性物質に汚染された地下水の押出しに気液二相流モデルを用いて評価を行った。加えて、放射性ガスの移行や処分システムの再冠水挙動についても評価を実施した。
河田 東海夫; 梅木 博之; McKinley, I. G.*
Proceedings of 11th International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM) (CD-ROM), p.1236 - 1243, 2006/00
地層処分技術は学際的な分野にわたり、そのセーフティケースを作成するためには関連する広範囲の知識を必要とする。ここで知識とは、処分計画を支える形式知と暗黙知の双方のあらゆる情報を含むことができるよう非常に幅広い意味で用いている。ナレッジマネジメントでは、そのような知識であるデータ,情報,理解や経験などの取得,統合,品質保証,伝達及び更新と記録といったすべての側面を対象としている。要求される知識が実施主体,規制当局,政策決定者,一般公衆などすべてのステークホルダーに受入れられ、また知識の欠如を明らかにし優先度づけすることができるよう、知識ベースは明確かつ論理的に構造化しておくことが重要である。本論文では、最新のITツールに基づく理想的な知識管理システムの特徴を示しながら、我が国の高レベル放射性廃棄物処分計画に向けた知識管理システムの基本的な概念を提案している。
Bennett, D. G.*; Hooper, A. J.*; Voinis, S.*; 梅木 博之; Van Luik, A.*; Alonso, J.*
Proceedings of 2006 International High-Level Radioactive Waste Management Conference, p.669 - 676, 2006/00
欧州共同体(EC)の協力の下、経済協力開発機構/原子力機関(OECD/NEA)の放射性物質管理委員会(RWMC)に設置されている「セーフティケース統合グループ(IGSC)」では、人工バリアの設計,施工,試験,モデル化及び性能の評価に向け、どのように必要となる統合化を図って行くかについて理解をより促進することを目的とした「人工バリア(EBS)プロジェクト」を実施している。また本プロジェクトでは処分場全体の性能を確かなものとするうえで人工バリアが果たす役割を明らかにすることも対象としている。本プロジェクトの枠組みは一連のワークショップによって構成され、そこでは人工バリアの設計や性能評価及び最適化に必要な幅広い作業に関する議論が行われるとともに、セーフティケース作成に向けた情報の集約が行われる。これらワークショップでは、人工バリアの設計と最適化のプロセスからなる一つのサイクルを主な視点に議題が設定される。本論文では、EBSプロジェクトの主要な成果を幅広い関係者に伝えることを目的とし、ワークショップで取り上げられた「課題とすべきプロセス」と「モデル化の役割」という2つの議題に焦点を当てている。
McCrank; 杉原 弘造; 太田 久仁雄; 見掛 信一郎; 天野 格; 小出 馨
Proceedings of 2001 International High-Level Radioactive Waste Management Conference, 0 Pages, 2001/07
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