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山口 徹治; 水無瀬 直史; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一
JAERI-Conf 2005-007, p.150 - 155, 2005/08
この発表は、地層処分の地下水シナリオ評価の不確かさのうち、パラメータ不確かさを定量するための実験的研究について、その現状をとりまとめ、解決すべき課題を見極めるものである。はじめに不確かさの発生源,パラメータ不確かさと確率論的安全評価の関係,実験研究の優先順位の考え方を紹介した。次に、溶解度評価の不確かさ,ベントナイト系緩衝材中拡散係数評価の不確かさ,岩石への分配係数評価の不確かさについて、研究の現状を紹介した。溶解度評価の不確かさは、熱力学データの不確かさと、地下水化学環境条件評価の不確かさとから見積もられる。ベントナイト系緩衝材中拡散係数の不確かさは、それを決定する因子すなわち緩衝材の密度,モンモリロナイト含有量,間隙水化学組成,温度の評価の不確かさを総合することで見積もられる。岩石への分配係数の不確かさは、岩石の比表面積,地下水のpH,イオン強度,炭酸イオン濃度,コロイド生成,平衡からのずれの評価の不確かさを総合することで見積もられる。このような検討をベースに、今後の課題を抽出した。
田中 忠夫; 坂本 好文; 山口 徹治; 高澤 真由美; 赤井 政信; 根岸 久美; 飯田 芳久; 中山 真一
JAERI-Conf 2005-007, p.105 - 110, 2005/08
放射性廃棄物処分場で使用されるセメント系材料に起因する高アルカリ性環境により、ベントナイト系緩衝材の主要な成分であるモンモリロナイトは溶解変質する。放射性廃棄物地層処分の長期安全評価において求められるのは、放射性廃棄物処分場で使われるベントナイト-砂混合土圧縮体の透水係数の長期的な変化の予測である。「緩衝材透水係数の長期的な変化」の予測を目的としたベントナイト長期変質の定量化は、圧縮体,粉体ベントナイトなど種々の供試体の使用並びにバッチ実験,カラム実験など種々の手法で蓄積した知見に基づき整合性ある検討が行われるべきである。本報告では、実験システムの違いにより得られる知見の特徴や効果的な利用のあり方を整理するとともに、整合性ある実験研究アプローチを提案した。
-ray absorbed doses inside human body in criticality accident situations using phantom and tissue-equivalent dosimeters曽野 浩樹; 小嶋 拓治; 空増 昇*; 高橋 史明
JAERI-Conf 2005-007, p.315 - 320, 2005/08
個人線量計は、放射線事故時における人体への外部被ばくに関する重要な評価を与える。体内線量分布は、個人線量計測の結果から被ばく線量を推定する際に必要となるが、その大部分はコンピュータ解析による評価であり、その解析を検証するための実験データは、特に臨界事故状況下において、十分に供給されていないのが現状である。体内被ばく線量に係る実験データを取得するため、過渡臨界実験装置(TRACY)において、人体模型及び組織等価線量計を用い、臨界事故時線量計測に関する予備実験を行った。人体模型内部の中性子及び線吸収線量は、アラニン線量計及びホウ酸リチウム線量計の組合せ使用により、良好に測定することができた。人体模型内外で測定された線量の放射線レベル及び分布は、空気中で測定された線量との比較により、妥当なものであると考えられる。
飯田 芳久; 瀧 洋; 山口 徹治; 田中 忠夫; 根岸 久美; 中山 真一
JAERI-Conf 2005-007, p.230 - 235, 2005/08
放射性廃棄物処分の確率論的安全評価を行ううえで、パラメータ変動の定量的評価が不可欠である。放射性核種の移行解析において不確実性が大きく、定量的に見積もられていないパラメータについて実験的にデータ取得を行った。これらのパラメータに不確かさをもたらす化学的擾乱として、海水の浸入やTRU廃棄物起源の硝酸塩に起因する高イオン強度,セメント起源の高アルカリ環境,オーバーパックの腐食による地下水組成の変動を考慮した。本報告では、核種の溶解度及び拡散について研究の現状を紹介する。
江橋 勝弘; 山口 徹治; 田中 忠夫; 荒木 邦夫*; 斉藤 正男*
JAERI-Conf 2005-007, p.242 - 247, 2005/08
地層試料を地下深部の還元性条件を維持した状態で採取・調整する方法を開発し、その方法が実施可能であることを実証した。地下深部の還元的雰囲気を維持させたままの条件下で最大深度200mまで掘削を行い、岩石試料と地下水試料を採取した。採取した地下水は、アルゴンガスでパージしながらステンレス製容器の中に採取し、ドライアイスで凍結化処理し、冷凍保存した。岩石コア試料は応力緩和防止をするために三軸加圧容器に収納し、梱包,移送,一時保管した。現在、採取した地層試料が地下深部の還元環境を維持しているか否かの確認を進めている。
高澤 真由美; 根岸 久美; 坂本 好文; 赤井 政信; 山口 徹治; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一
JAERI-Conf 2005-007, p.236 - 241, 2005/08
処分場構造材であるセメントの溶出に起因するアルカリ性地下水はベントナイト系緩衝材を変質させ、その物理的隔離機能である止水性を長期的に低下させる可能性がある。そこで、高アルカリ水溶液によるベントナイトの変質を定量化し、止水性の変化を把握することを目的に、変質試験,アルカリ拡散試験,透水係数測定・調査を実施した。また、セメントの二次鉱物生成モデルとセメント内の空隙モデルを明らかにする実験を始めた。これらの試験・検討から得られる知見を結びつけて、ベントナイト系緩衝材の透水性について長期的な予測解析を行う。これらの、ベントナイト系緩衝材における地球化学的反応とベントナイト系緩衝材が変質することによる物理的パラメータの変化を考慮した物質移行を連成させた解析コードを整備した。
水野 大*; 前田 敏克; 馬場 恒孝*
JAERI-Conf 2005-007, p.225 - 229, 2005/08
スラグのバリア性能を定量的に評価するため、スラグの処分で考えられえる影響因子によってスラグの溶解特性がどのように影響するかを研究している。それらの因子は、スラグ組成の多様性に起因するもの(CaO/Al
O
/SiOの割合など)と処分環境の不確定性に起因するもの(セメント材の共存など)に分けて考えられる。本報では、今までに行った溶解特性試験のうち、スラグ中のCaO/AlO/SiOの割合,スラグ中の析出相及びセメント共存に着目した結果についてまとめる。
阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08
核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。
朝倉 俊英; 佐藤 真人; 松村 正和; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.345 - 347, 2005/08
本報告では、高度化再処理のための抽出システムシミュレーションコード(ESSCAR)についてのこれまでの開発と利用についてレビューする。開発においては、使用済燃料試験を実施して計算を行うことによって、分離プロセスにおける物理化学現象をより深く理解することが必須である。燃焼サイクル施設のプロセス安全性の観点からは、痕跡量程度しか存在しないが、反応活性の高い物質のプロセス挙動を知ることが重要である。
Kim, S.-Y.; 朝倉 俊英; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.341 - 344, 2005/08
Pu(IV)のサイクリックボルタンメトリー測定に基づく1-7Mいずれの硝酸濃度のプルトニウムの電気化学反応を検討した。その結果、Pu(IV)-Pu(III)間の酸化還元反応において、酸化還元電位は硝酸濃度の増加とともに減少し、Pu
はPu
に電子還元され、Pu/Puが準可逆であることを示す。1-7M硝酸濃度におけるPu(IV)の酸化還元電位は、+0.721, +0.712, +0.706, +0.705, +0.704, +0.694, +0.696V(vs. Ag/AgCl)であった。
田代 信介; 阿部 仁; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.348 - 350, 2005/08
六ヶ所再処理施設におけるホット試験の開始,MOX加工施設の建設計画に伴い、核燃料施設の安全性評価の重要性は増大している。核燃料施設における想定事故の1つである火災事故時においては、燃焼源から放出された多量の熱や煤煙が施設内の放射性物質閉じ込め設備(グローブボックス,換気系,換気系フィルタ等)に損傷を与える可能性がある。そのため、燃焼源から放出された熱量や煤煙量を評価するための基礎的なデータとモデルの整備が必要となる。原研では、上記の基礎的なデータやモデルを整備するための研究を計画している。本報では使用予定の実験装置,測定項目,評価項目の概略を示した。
森田 泰治; 朝倉 俊英; 峯尾 英章; 宝徳 忍; 内山 軍蔵
JAERI-Conf 2005-007, p.25 - 30, 2005/08
-セル及び多くのグローブボックスを保有するNUCEFのBECKY(バックエンド研究施設)において、再処理プロセス安全研究,高度化再処理技術開発及び高レベル廃液の群分離の研究を実施した。本論文において、上記研究の10年間の成果と分離プロセス開発分野における今後の活動について概観する。プロセス安全研究では、使用済燃料を用いた再処理試験により放射性核種の挙動を評価し、大型再処理施設における閉じ込め安全性を確認した。高度化再処理の研究では、単サイクルプロセス確立のためのNp挙動制御技術開発等を実施した。群分離の研究では、開発した4群群分離プロセスについて、濃縮実高レベル廃液による試験を実施してその分離性能を実証した。将来のマイナーアクチノイド等の分離を含む再処理技術開発のため、NUCEF-BECKYの有効活用が必要である。
三上 智; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄
JAERI-Conf 2005-007, p.326 - 331, 2005/08
絶縁材料として一般に知られるエボナイトに含まれる硫黄と速中性子との
S(n,p)P 反応を利用して速中性子による被ばく線量を評価できる可能性がある。エボナイトの様々な基本特性を照射実験及び計算シミュレーションにより評価した。また、様々なスペクトルに対するレスポンスの計算や原子炉照射実験などにより速中性子線量計としての利用可能性と現場への適用可能性について研究した。種々の中性子スペクトルに対する線量換算係数を求め、これを鉄とコンクリートによる遮へい厚さの関数としてまとめた。エボナイトが事故時の迅速な線量初期評価に有効に利用できることがわかった。
眞田 幸尚; 三上 智; 小林 博英; 栗俣 智行*; 深澤 聡*
JAERI-Conf 2005-007, p.321 - 325, 2005/08
ガスモニタを使って臨界事故時に排気筒から放出される放射性核種を連続的に評価する方法に関する研究を行った。計算コードを用いて臨界事故時の線スペクトルの経時変化を評価した結果、事故直後から3時間程度は短半減期の放射性核種の影響が大きく、スペクトルが短時間で変化することが示唆された。そのような線スペクトルの時間変化に対応するために、短時間で連続的に測定が可能である測定システムを製作し、性能を評価した。
原 彰男; 辻 隆司*; 西村 瑞恵*; 星 一良*; 八木 正彦*; 川田 耕司*; Hou, J.-Y.*
JAERI-Conf 2005-007, p.270 - 275, 2005/08
石油開発会社で通常的に用いられている物理検層解釈の手法を適用することにより、幌延地域の深部地下に分布する珪藻質泥岩の不均質性の評価を試みた。物理検層解釈には、自然線検層およびEMI検層のデータを用いた。EMI検層のデータ解析に基づき、5種類の堆積相(A
E)区分を行った。珪藻質泥岩の堆積相と化学組成、自然線量および電気伝導度の間には明瞭な相関性が認められた。複数のボーリング孔データを対比することにより、珪藻質泥岩の岩相および層厚の空間的な分布状況を認識することができた。岩相および層厚の空間的な分布状況は、幌延地域における堆積環境の変化を反映しているものと考えられる。
, Cl
and I ions in Compacted Bentonite石寺 孝充; 宮本 真哉*; 佐藤 治夫
JAERI-Conf 2005-007, p.264 - 269, 2005/05
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