放射性廃棄物処分分野におけるボーリング孔閉塞の確認項目の整理

村上 裕晃; 西山 成哲; 竹内 竜史; 岩月 輝希

応用地質, 64(2), p.60 - 69, 2023/06

https://doi.org/10.5110/jjseg.64.60

放射性廃棄物の処分分野において、ボーリング孔が適切に閉塞されたことの妥当性を確認するための確認項目を整理する目的で、ベントナイトを用いたボーリング孔の閉塞試験を行った。閉塞材の定置前後に閉塞区間を対象として注水試験を行った結果、本研究で目標としたとおり閉塞材がその上下の区間を分断していることを確認できたことから、適切に閉塞されたことを確認する手法の一つとして注水試験が有用であると考えられた。一方、一度閉塞した区間に高差圧が生じた結果として閉塞部に水みちが生じたことから、高差圧が生じる条件では、閉塞材を移動させない等の対策が講じられていることが確認項目として挙げられる。計画段階では、岩盤の水理地質構造に応じた閉塞材のレイアウトや仕様が検討されていることが重要である。また、ベントナイトを閉塞材とする場合は、ベントナイトが孔内で膨潤して体積が増加、密度が低下して透水係数が上昇するため、このことが念頭に置かれている必要がある。加えて、ベントナイトを計画深度へ定置可能な搬送方法であることや、複数材料を組み合わせる場合は閉塞材の性能を低下させない配置であることが確認項目として挙げられた。

Review of performance assessment for engineered barrier systems to support future RD&D of radioactive waste management in Japan

阿部 健康; 飯田 芳久

Journal of Advanced Concrete Technology, 20(3), p.236 - 253, 2022/03

https://doi.org/10.3151/jact.20.236

本論文は、放射性廃棄物処分におけるバリアシステム構成材料の性能評価について、日本の現状をまとめたものである。まず、"安全機能"の概念について概説し、続いて先行事例であるベルギーの短寿命低中レベル廃棄物処分の閉鎖後性能評価について概観する。そしてベルギーの事例について、その評価モデルや評価手法を"曼荼羅"の概念に基づいて分析する。同様の方法で日本の事例についても分析し、その結果をベルギーの事例と比較することにより、日本の今後の技術的課題を指摘する。

Importance of root uptake of CO on C transfer to plants impacted by below-ground CH release

太田 雅和; 田中 拓*

Journal of Environmental Radioactivity, 201, p.5 - 18, 2019/05

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2019.01.012

放射性廃棄物地下処分施設から漏洩するCHは、土壌中で微生物による酸化を受けてCOとなる。既存のC移行モデルでは、土壌中COの植生への移行が主に葉面吸収によって起こることが仮定されている。一方、COの経根吸収の影響は把握されていない。本研究は、COの経根吸収が植生へのC移行に及ぼす影響を評価するため、土壌中のCHの輸送と酸化をモデル化し、これを陸面CO移行モデル(SOLVEG-II)に組み込んだ。モデルによる土壌中CH移行の計算性能は、深部土壌へのCH注入の野外実験データを用いて検証した。次に、モデルを地下水面(深度1m)からのCHの連続放出時の陸面C移行に適用した。土壌中で根が浅く分布(深度11cm)する状況では、植生へのC移行ではCOの葉面吸収の影響が支配的となり、葉へのC蓄積の80%に寄与した。一方、根が地下水面近くまで分布(深度97cm)する状況では、葉へのC蓄積の半分以上(63%)が経根吸収によってもたらされた。更に、メタン酸化が土壌深部(深度20cmあるいは80cmまで分布)で起きた場合には、葉に蓄積したCの全量が経根吸収によってもたらされた。これらの結果から、根が地下水面近くまで分布し、CHの酸化が土壌深部で起きる場合は、COの経根吸収が植生へのC移行において支配的となることが明らかとなった。

高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減

西原 健司

ImPACT藤田プログラム公開成果報告会「核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化」 成果報告書・資料集, p.130 - 133, 2019/03

高レベル放射性廃棄物には様々な特性の物質が含まれている。これらを特性ごとに分離し、適切に対処することで処分場の負荷を低減することができる。本プロジェクトではこれらのうち長寿命の核分裂生成物(LLFP)の短寿命化に取り組んだが、この技術が実現されると、高レベル放射性廃棄物は放射能が小さい新しい放射性廃棄物となる。新しい放射性廃棄物の処分方法を検討した結果、現在、低レベル放射性廃棄物に対して検討されている中深度処分が適している可能性があることが分かった。中深度処分は、従来の高レベル放射性廃棄物に適している地層処分に比べ、浅い場所に小規模に処分する方法である。これを新しい放射性廃棄物に適用した場合の安全性評価を実施し、今回、本プロジェクトが取り組んだ4つのLLFPについては、安全に処分できる可能性があることが分かった。

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫*; 町田 博*

JAEA-Technology 2017-010, 75 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-010.pdf:2.31MB

研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。

Recent activities in the field of nuclear waste management

北村 暁; 桐島 陽*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.448 - 450, 2015/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.952700

Journal of Nuclear Science and Technologyでは、放射性廃棄物処理、放射性廃棄物処分と環境、原子力施設の廃止措置技術など、放射性廃棄物処理処分に関する様々な分野を包含している。本報では近年の動向について紹介する。

TRU廃棄物試験設備の概要

赤井 政信; 伊藤 信行*; 山口 徹治; 田中 忠夫; 飯田 芳久; 中山 真一; 稲垣 真吾*

JAERI-Tech 2004-058, 47 Pages, 2004/09

JAERI-Tech-2004-058.pdf:7.27MB

TRU廃棄物試験設備は、放射性廃棄物処分の安全評価において必要とされる地中における超ウラン元素(TRU元素)等の挙動に関するデータを取得することを目的として、燃料サイクル安全工学研究施設のバックエンド研究施設内に設置した。本試験設備は、地下深部に特有である還元環境下でデータ取得試験を行うための不活性ガス循環型グローブボックスシステム,放射性核種と人工バリア材及び天然バリア材との化学的・地球化学的相互作用を調べる試験装置(バリア性能試験装置)を内蔵した大気雰囲気のグローブボックスシステム、及び各種分析装置から構成されている。本報告書は、本設備を構成する各装置の原理,構成,機能(測定例),安全設計、並びに本設備を用いた研究成果についてまとめたものである。

第6回NUCEFセミナー講演報文集; 2003年2月20日,東海研究所,東海村

第6回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2003-018, 132 Pages, 2003/10

JAERI-Conf-2003-018.pdf:10.41MB

第6回NUCEFセミナーは、2003年2月20日、原研東海研究所において開催された。本セミナーは原研主催であるが、今回初めてサイクル機構の共催を得た。NUCEFセミナーの目的は、NUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効率的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。今回のセミナーでは、特別講演,臨界安全性研究と廃棄物処分安全性研究に関する口頭発表,再処理プロセス研究に関するパネル討論及び燃料サイクル施設と廃棄物処分の安全研究等に関するポスター発表を行った。口頭発表は13件(特別講演1件,パネル討論での報告5件を含む)、ポスター発表は30件であり、セミナー参加者は265名であった。本報文集はこれらの発表の報文を収録するとともに、議論の概要をまとめたものである。

ベントナイト/ケイ砂混合体における炭素鋼の不動態化条件

谷口 直樹; 川上 進; 森田 光男*

JNC TN8400 2001-025, 27 Pages, 2002/03

JNC-TN8400-2001-025.pdf:1.16MB

炭素鋼オーバーパックの寿命評価では処分環境における炭素鋼の腐食形態を把握することが重要である。日本における地下水条件を想定した場合、第2次取りまとめにおいて設定された仕様の緩衝材中で炭素鋼は不動態化せず、全面腐食の進展する可能性が高いことがこれまでの研究により確認されている。しかし、軟岩系岩盤における処分では緩衝材のまわりにコンクリート製の支保工を施工することが想定され、緩衝材に浸潤する地下水のpHが高くなることによって、腐食形態に変化を及ぼす可能性がある。そこでコンクリート材料として普通ポルトランドセメントおよび低アルカリ性セメントを用い、アノード分極測定によりセメントと接触した水溶液中での炭素鋼の不動態化条件を検討した。その結果、第2次とりまとめにおける緩衝材の仕様において炭素鋼が不動態化するのは外部から浸潤する地下水のpHが約13以上の場合であり、支保工として低アルカリ性セメントを使用すれば炭素鋼は不動態化しないことが確認された。また、緩衝材の因子(乾燥密度とケイ砂混合率)に対する炭素鋼の不動態化条件を検討した。その結果、第2次取りまとめにおいて設定された緩衝材仕様は十分に裕度をもって炭素鋼が不動態化せず、全面腐食を受ける領域にあることが確認された。

岩石の一軸圧縮強度と圧裂引張強度の関係 データセット

杉田 裕; 油井 三和

JNC TN8450 2001-007, 16 Pages, 2002/02

JNC-TN8450-2001-007.pdf:0.78MB

本資料は、地層処分研究開発第2次取りまとめ-分冊2 地層処分の工学技術-の中の設計用岩盤特性値で示されている硬岩系岩盤、軟岩系岩盤の一軸圧縮強度と圧裂引張強度の関係のデータセットである。