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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。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-050, 94 Pages, 1999/11
本報では、地層処分の技術的成立性を明らかにするため、処分場の操業段階におけるガラス固化体の受け入れから人工バリア定置までの作業の具体的な方法について工学的な検討を実施した結果を報告する。まず、検討を行ううえで必要となるいくつかの前提条件を提示し、次に地上施設、アクセス施設、地下施設の区分で各施設における作業の内容と手順について検討した。さらに、各工程で必要となる具体的な機器、設備、および配置、系列数について検討し、各施設の概念を示した。これらをもとに実際の操業にかかる時間について検討した。また、操業段階で想定される事故事象をまとめ、既存の原子力関連施設を参考に放射線管理の考え方についても整理を行った。最後に今後検討されるべき課題をまとめた。
増田 純男; 梅木 博之; 清水 和彦; 宮原 要; 内藤 守正; 長谷川 宏; 岩佐 健吾
JNC TN1400 99-008, 656 Pages, 1999/04
核燃料サイクル開発機構(以下,サイクル機構)では,平成9年4月に公表された原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会報告書「高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発等の今後の進め方について」(以下,専門部会報告書)に従って,関連する研究機関等の協力を得つつ,地層処分に関わる研究開発を様々な分野において進めてきている。研究開発の全体目標は「わが国における地層処分の技術的信頼性」を示すことにあり,その成果を技術報告書(以下,第2次取りまとめ)として国に提出しその評価を仰ぐこととされている。第2次取りまとめは,平成4年に公表された第1次取りまとめの成果を受けて処分の技術的信頼性を示し,国による評価を経て処分事業を進める上での処分予定地の選定,安全墓準の策定の技術的拠り所を与えるとともに,2000年以降の研究開発の具体化にとって極めで重要なものと位置づけられているものである。平成10年9月には,地層処分に関連する領域の専門家の方々から研究開発の内容や進捗状況について忌憚のない指摘や議論を頂くため,専門部会報告書に示された個々の課題に対する研究開発の成果を中間的に整理した第2次取りまとめ第lドラフトを,専門部会に報告,公表した。第lドラフトを素材とした指摘や議論およびそれ以降の研究開発の進捗を踏まえて,このたび第2ドラフトをまとめた。第2ドラフトは総論レポートと専門部会報告書に示された主要な研究開発分野である「地質環境条件の調査研究」,「地層処分の工学技術」及び「地層処分システムの安全評価」のそれぞれに対応する3つの分冊から構成されている。本資料はこのうちの総論レポートであり,専門部会報告書の主に第I部で明らかにされた第2次取りまとめに盛り込まれるべき技術的内容に対して総合的に応え,地層処分の事業や安全規制を進める上で必要となる包括的な技術晴報を与えるとともに,意思決定にかかわる関係者の判断の技術的根拠を提供することを目指したものである。その記述を支える技術的根拠となる研究開発の成果の詳細については,第2ドラフトの3つの分冊に示されている。第2ドラフトの総論レポートと3つの分冊については,第1ドラフト同様,地層処分に関連する領域の専門家の方々から研究開発の内容や進捗状況について忌憚のない指摘や議論を頂くとともに,英語版を作成し国際的なレビューを受ける予定である。これらのレビ
豊原 尚実*; 平山 文夫*; 田村 俊幸*; 深澤 拓司*; 五十嵐 登*
PNC TJ8164 96-010, 213 Pages, 1996/03
TRU廃棄物を処分するためには、TRU廃棄体の特性を評価するデータを廃棄物が固化される前に出来る限り取得しておくことが合理的である。このようなことから本調査では、動力炉・核燃料開発事業団殿での検討資料や、既存の低、中レベル(TRU)廃棄物処分場等における廃棄体受入基準、また原子力発電所の廃棄体埋設動向等を参考として廃棄体特性評価データを選定した。この中から動力炉・核燃料開発事業団殿から提示された廃棄物処理プロセスで発生する廃棄体について、処分場の安全審査に必要なデータ、貯蔵、輸送の安全維持に必要なデータを絞り込み、重要度を考慮してデータ取得の必要性を評価した。具体的なデータ取得方法の検討では、合理的な品質保証の考え方を整理するとともに、必要なデータ項目のうち特に放射性核種濃および有害物について、モデル処理施設のプロセスにおける測定ポイントと手法を抽出した。また、プロセスの放射能バランスを考慮して、廃棄体の核種放射能の推定を行い、NDAおよび分析手法の適用性を定量的に評価した。今後の課題の検討では、より現実的な放射性核種濃度データによるデータ取得方法の適用性評価や有害物の含有量データおよび運転管理マニュアルの整備などの検討項目を明らかにした。
天野 光
Proc. of the 5th Int. Seminar for Liquid Scintillation Analysis, p.55 - 76, 1993/00
浅地層に地中処分される廃棄物トリチウムの環境モニタリング手法確立のために行った、米国の放射性廃棄物処分場から周辺環境に移行したトリチウムの実測・評価について報告する。トリチウムの源は埋設されたトリチウムを含む放射性廃棄物であり、土壌水及び地下水中トリチウム濃度により、現在の各々の場所でのトリチウム濃度レベルを知ることができる。また、周辺環境トリチウムの絶対値は、地下水位の変動に伴い変動した。季節により植物の活動が異なるため、大気中濃度及びその高度分布には季節変動がある。トリチウム移行の過去及び将来予測を行うのに、樹木の年輪に固定された有機形トリチウム濃度は有効ではあるが、これを用いた移行の定量的評価は困難である。土壌から大気への蒸発量に対する蒸散量の比は、トリチウム(HTO)と水(H
O)とでは異なる。その理由は、蒸発と蒸散に寄与する土壌中トリチウムの比放射能が異なるためである。
下岡 謙司; 宇都宮 透*; 川澄 脩*; 海蔵寺 忍*; 村岡 進; 田代 晋吾; 荒木 邦夫
JAERI-M 83-040, 55 Pages, 1983/03
高レベル放射性廃棄物処分場の建設及び廃棄物の埋設が周辺岩盤に及ぼす応力及び処分後の熱の影響を解析した。このため、掘削地圧及び熱応力についてモデル解析を行い、地層処分に関連する問題点を摘出した。この結果、処分場の温度分布に及ぼす坑道換気の影響は大きい事、即ち処分場閉鎖時期の選定は熱の観点から重要である事がわかった。一方力学的な影響に関しては、高レベル放射性廃棄物を岩盤中に埋設するとその崩壊熱により周辺の塑性域が拡大する事がわかった。但し塑性域の拡大に対する崩壊熱の影響は、掘削地圧の影響と比較すると小さく、この掘削地圧は岩盤にかかっている初期応力の状態に大きく左右される事がわかった。
齋藤 龍郎
no journal, ,
大学,医療,研究所等でのRIの利用や施設の解体からRI廃棄物が発生しているが、未だ最終的な埋設処分には至っていない。このため、原子力機構では、原子力機構をはじめとして、研究機関,大学,医療機関から発生するRI廃棄物も含めた低レベル放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)の埋設事業の実施主体として活動を進めている。本報では、埋設事業の早期開始に向けて、廃棄物発生者の方々のご理解とご協力を頂くため、研究施設等廃棄物の現状及び埋設処分への取り組み状況について紹介する。
