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丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.31 - 43, 2024/01
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)本研究では、データ同化技術を利用して、原子炉物理と放射線遮へいといった異なる分野間で実験データベースを共有することにより、高速炉炉心設計に関連する不確かさを低減することの可否を検討した。本研究テーマの最初のステップとして、ORNLのナトリウム遮へい実験に着目し、ナトリウム冷却高速炉の最も重要な安全パラメータの1つであるナトリウムボイド反応度の不確かさを低減するために実験データを利用することを検討した。一般化摂動論に基づく感度解析をナトリウム遮へい実験に対して実施し、ここで評価した感度係数と、これまでに原子力機構で評価したナトリウムボイド反応度の感度係数を用いて、炉定数調整を実施することにより、ナトリウム遮へい実験データがナトリウムボイド反応度の不確かさ低減に寄与できることを示した。本研究に基づくと、中性子漏洩現象が支配的なナトリウムボイド反応度において、特に不確かさ低減効果は大きくなると予測される。ナトリウムボイド反応度に関する新たな炉物理実験データの取得は今後困難かもしれないが、ナトリウム遮へい実験データがこの役割を部分的に代替できることを本研究は示唆している。高速炉設計における積分実験データの相互利用の価値が本研究によって証明された。
川口 真穂*; 柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 大川 剛*; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10
原子力規制委員会は、2014年から日本原子力研究開発機構(JAEA)と共同で、福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリの臨界性を評価するための実験的アプローチに取り組んでいる。その一環として、擬似燃料デブリの特性を評価する臨界実験を実施するため、原子力機構は臨界実験装置STACY(STAtic experiment Critical facilitY)を改良した。予備解析として、提案した炉心配置パターンについて、主要な核データライブラリを用いて臨界特性を検証した。3次元連続エネルギーモンテカルロ中性子・光子輸送コードSERPENT-V2.2.0と最新のJENDL-5を用いた。その結果、STACY更新炉の炉心配置パターン全てにおいてJENDL-5による中性子増倍率は、他のライブラリを使用した結果と比較して大きく評価された。また、JENDL-5のH散乱反応及びU核分裂反応断面積の感度係数は他のライブラリとは異なっていた。これらのライブラリとの比較から、JENDL-5の更新されたS(, )は、STACY更新炉の臨界特性の評価結果に影響を与える可能性があることがわかった。
多田 健一; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.624 - 631, 2023/06
被引用回数:2 パーセンタイル:53.91(Nuclear Science & Technology)感度解析や不確かさ評価は評価済み核データの改良にとって重要な役割を担っている。現在の計算機性能の向上によって、連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた感度解析や不確かさが可能となってきている。そこで本研究では、FRENDYのモジュールを用いて、連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの摂動ツールを開発した。本摂動ツールを用いて微視的断面積,核分裂当たりの中性子数,核分裂スペクトルを摂動させることができる。また、ユーザーが共分散データを用意すれば、ランダムサンプリング法を用いた不確かさ解析を行うこともできる。本摂動ツールの検証のため、実効増倍率の不確かさを感度解析コードSCALE/TSUNAMI及びMCNP/KSENと比較した。その結果、本摂動ツールを用いたランダムサンプリング法で得られた不確かさは、SCALE/TSUNAMIやMCNP/KSENとよく一致することを確認した。
廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*
Journal of Radiological Protection, 42(4), p.041503_1 - 041503_12, 2022/12
被引用回数:1 パーセンタイル:31.61(Environmental Sciences)屋内退避は原子力災害時の放射線被ばくに対する対策の一つである。吸入被ばくに対する屋内退避の効果は、屋内と屋外の累積放射能濃度または線量の比として定義される低減係数で表される。屋内濃度は、主に空気交換率,浸透率,屋内での沈着率に依存する。空気交換率は、風速,家屋の床面積で規格化した隙間面積,総建ぺい率などの周辺環境条件に依存する。本研究では、様々な環境条件下で粒子とIに対する低減係数の不確かさの範囲を検討し、低減係数の不確かさに最も影響を与えるパラメータを把握するために感度解析を行った。不確実性解析の結果から、算出された低減係数は環境条件や住宅の気密性によって大きく変動した。粒子とIの低減係数の不確かさの範囲はそれぞれ最大0.9および0.3であり、新しい家屋ほど小さかった。感度解析の結果、風速は低減係数に最も影響を与えるパラメータであった。また、風速は新しい家屋では低減係数に与える影響が小さかった。
奥村 啓介
放射線遮蔽ハンドブック; 応用編, p.78 - 83, 2020/03
原子炉施設の廃止措置等で行なわれる微量不純物を含めた物質の中性子照射による放射化計算に有効な感度解析手法を紹介する。放射化感度解析は、初期組成感度解析と断面積感度解析があり、これらを行うことにより、着目する放射化核種の生成起源と生成経路を明らかにすることができる。
邉見 光; 山口 徹治; 武田 聖司; 木村 英雄
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(1), p.3 - 14, 2017/06
福島第一原子力発電所の事故起源の放射性セシウムにより汚染された森林の除染に関して、居住区域における空間線量率の低減が顕著になる汚染源の条件や除染の範囲を感度解析によって検討した。汚染源をCsおよびCsを含む堆積有機物層(A層)と表層土(A層)とし、モンテカルロ法による3次元輸送計算コードMCNPを用いて空間線量率を算出した。森林斜面の数、角度、汚染の分布状態、森林土壌中の放射性セシウムの量、除染範囲、林縁から評価点までの距離、評価点の高さをパラメーターとした。その結果、汚染の分布が均一の場合、林縁から20mまでのA層の除染が、空間線量率の低減に効果的であることがわかった。一方、林縁から20m以遠の汚染が20m以内よりも高いような、汚染の分布が不均一の場合、A層に比べA層に含まれる放射性セシウムの量が多い条件においてのみ、林縁から40mまでのA層の除染により、空間線量率が顕著に低減した。
崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
構造工学論文集,B, 63B, p.325 - 333, 2017/03
日本原子力研究開発機構では、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。本研究では、HTTR建屋の3次元有限要素モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震応答解析を実施し、不確定性を持つ入力パラメータに対して感度解析を行った。また、3次元有限要素モデルにおける不確定性を持つ入力パラメータ設定に関して、建屋応答解析結果のばらつき評価を実施した。
島田 太郎; 西村 優基; 武田 聖司
MRS Advances (Internet), 2(12), p.687 - 692, 2017/01
東京電力福島第一発電所の事故で発生した燃料デブリは、その特性調査が開始された段階であり、具体的な処分方法は示されていない。本研究では、燃料デブリ処分に求められるバリア機能を予察的に把握するため、HLWと同様の地層処分概念を前提に、既往文献から核種量や廃棄体形状を仮想し、燃料デブリ特性、人工バリア及び天然バリアの不確実性を想定した核種移行の感度解析を行った。その結果、燃料デブリの主要核種であるUを含む4n+2系列核種の天然バリア出口での移行フラックスは、燃料デブリ特性や人工バリアの不確実性を考慮しても、天然バリアの性能が確保されればHLWと同程度に収まり、また、他の系列及びFP核種の移行フラックスはHLWを下回ることがわかった。一方、燃料デブリ特有のC, Iについては、燃料デブリからの瞬時放出割合の感度が高く、これら核種の放出時の物理化学特性の把握が重要であることを示した。
加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正
JNC TN8400 2001-014, 212 Pages, 2001/03
地層処分安全評価の生物圏モデルに適用されるレファレンスバイオスフィアの考え方は、生物圏を、地層処分の安全性を判断するうえで線量などの適切な指標に変換するための道具としてとらえるものであり、予測が困難な将来の人間の環境や生活様式の想定に伴う不確実性に対して有効となる。一方、モデルで用いるパラメータには、分配係数の測定などデータ取得に伴う不確実性、統計値などに含まれるデータ加工に伴う不確実性、さらに蓄積された多くのデータで構成されるデータ範囲の中からデータを選択する際の判断に伴う不確実性などが存在し、結果としてモデル特性の不確実性として内在することになる。これらの不確実性については、感度解析を行うことによってモデル全体に与える影響を定量的に把握することが可能である。本検討では、一例として地形が平野にあり地下水が降水系の場合で河川に放射性核種が流入することを想定した生物圏モデルを取り上げ、各パラメータの取りうる範囲に基づく感度解析を行い、モデル全体に与える影響を定量的に求めることによって、各パラメータの重要度を把握することを試みた。
鍋島 邦彦
JAERI 1342, 119 Pages, 2001/03
本研究は、ニューラルネットワークに過去の正常な運転データを学習させることによって原子炉のモデル化を行い、原子力プラントの異常診断に利用する手法について検討したものである。もし、異常な運転パターンがネットワークに入力された場合には、各プラント変数のネットワーク推定値は測定値と大きく異なってくるはずである。したがって、その偏差を監視することにより、原子力プラント内の微少な異常兆候を検知することが可能になる。まず、さまざまな異常事象を容易に模擬できるPWRプラントシミュレータを利用して、フィードフォワードニューラルネットワークとリカレントニューラルネットワークの異常検知性能の評価を行った。適応学習法を取り入れたフィードフォワードニューラルネットワーク及びフィードバック結合を持つリカレントニューラルネットワークは、プラント動特性や緩やかな状態の変化にモデルを追従させることが可能で、しかも定常運転時だけでなく過渡運転時に発生した異常事象についても、従来の監視システムよりもはるかに早い段階で検知できた。次に、フィードフォワードニューラルネットワークによる異常監視システムを、実際の原子力発電所(PWR)に適用した結果を示した。1年間にわたるオフライン及びオンライン監視の結果、ニューラルネットワークが従来の監視システムや運転員が気づかないようないくつかの微小な異常事象を検知できた。さらに、ニューラルネットワークを用いた感度解析を行い、ニューラルネットワークが適切にプラントをモデル化できていることが証明された。最後に、ニューラルネットワークによる異常検知手法にエキスパートシステムを組み合わせた、高温ガス炉用ハイブリッド監視システムの開発について述べた。リカレントネットワークを採用することにより、比較的ゆっくりした動特性をもつ高温ガスのモデル化が可能になることがシミュレーション結果から明らかになった。
松永 武; 小林 健介
保健物理, 36(1), p.31 - 44, 2001/03
安定ヨウ素剤の投与は原子力施設の緊急時における初期防護対策の1つである。安定ヨウ素剤を投与した場合の甲状腺の内部被曝線量には、放射性ヨウ素の物理化学的性状に加えて、身体的因子が密接に関連すると考えられる。そこで、安定ヨウ素剤の日本人における投与効果を検討するために、日本の身体的因子を考慮したパラメータ感度解析を実施して次の点を明らかにした。その結果、放射性ヨウ素エアロゾルの呼吸器系ほの沈着割合に関しては、日本人パラメータとICRP新呼吸器系モデルの欧米標準人パラメータによる相異よりも放射性ヨウ素エアロゾル粒径への依存性が大きいことがわかった。甲状腺被曝線量回避率に関しては、血液中のヨウ素が甲状腺へ移行する速度を規定するパラメータの感度が高いことがわかった。以上の感度解析により、安定ヨウ素剤投与効果の変動範囲に影響の大きなパラメータを同定した。
松永 武; 小林 健介
Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 10 Pages, 2000/05
安定ヨウ素剤の投与は、原子力施設の緊急時における甲状腺被曝の低減のための初期防護対策の1つである。安定ヨウ素剤を投与した条件下での放射性ヨウ素の吸入による甲状腺の内部被ばく線量に関係する種々のパラメータの感度解析を行った。日本人は、欧米人に比較して海草を多食することにより日常のヨウ素摂取が欧米人よりも多い。そこで、欧米人とは異なり得る日本人に対する安定ヨウ素剤の投与効果の大きさとその変動範囲の推定をICRPのヨウ素の代謝モデルと同等のモデルに基づいて行った。解析に用いた日本人における代謝パラメータは、1930年代以降の国内文献の広範な調査に基づいて推定した。解析の結果、日本人・欧米人の相違により生ずる、呼吸器系において放射性ヨウ素が捉えられる割合の差は数%以内と小さなことが明らかとなった。甲状腺被ばく回避率に関しては、血液内のヨウ素が甲状腺へ移行する速度を規定する代謝パラメータの感度が高いことがわかり、今後、この移行過程をさらに日本人について検討すべきことが明らかとなった。また、日本人の場合には回避率の大きいは欧米人に比較してやや小さなことが推定されるが、放射線ヨウ素の吸入による線量換算係数が日本人では欧米人に比較して小さいと考えられるために、甲状腺への放射線影響は日本人・欧米人であまり大きな差は生じないことが示唆される。
横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*
JNC TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。
白川 敏彦*; 井尻 裕二*; 長坂 和佳*; 松本 昌昭*
JNC TN8400 2000-021, 66 Pages, 2000/04
高レベル放射性廃棄物の地層処分研究における、第2次取りまとめの核種移行解析において使用した核種移行解析コードMATRICSの信頼性を検討した。検討方法としてMATRICSおよび解析解により核種移行パラメータについての感度解析を行い、各々の計算結果を比較した。また、MATRICSで使用している逆ラプラス変換法であるTalbot法とCrump法、細野法に関して核種移行パラメータについての感度解析を行い、各々の逆ラプラス変換法による結果を比較した。検討の結果、以下の事項が判明した。・マトリクス拡散距離無限の場合におけるMATRICSによる解析結果と解析解との比較の結果、Pe数が1.0100のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約0.4%であり、透水量係数が1.010-101.010-5(m2/s)のとき、MATRICSによる解析結果との誤差は、最大で約5.5%であった。・マトリクス拡散距離有限(0.031.0(m))の場合におけるMATRICSによる解析結果と解析解との比較の結果、Pe数が1.0100のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約0.7%であり、透水量係数が1.010-101.010-5(m2/s)のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約2.4%であった。・逆ラプラス変換法であるTalbot法を他の逆ラプラス変換法による結果と比較した結果、Talbot法は、Pe数が5.010-12.0103、透水量係数が1.010-7(m2/s)以下の場合は、計算結果は、Crump法、細野法と同様の結果となった。以上のことから、第2次とりまとめにおけるPe数及び透水量係数の範囲においては、MATRICSによる解析結果は信頼できるものであると結論づけられる。
横山 賢治*; 沼田 一幸*; 石川 眞*; 大井川 宏之; 飯島 進
JNC-TY9400 2000-006, 168 Pages, 2000/04
核燃料サイクル開発機構と原研は共同研究として、高速炉設計のための統合炉定数の精度向上と信頼性確保の観点から、FCA実験データの整備及び炉定数調整計算への適用を進めてきた。本報告書では、FCA-X-1炉心の計算精度評価及び感度解析、FCA-XVII-1炉心のNaボイド反応度価値に対する詳細検討、FCA炉心とJUPITER炉心の間の整合性評価についてまとめる。
庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿
JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03
水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。
横山 賢治; 沼田 一幸*
JNC TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。
八野 祐二*; 中司 龍明*
JNC TJ7440 2000-004, 52 Pages, 2000/03
本報告書は、月吉断層規模の地質構造について、通常の屈折法で用いられる萩原の方法で解析した場合と、インバージョン技術で解析した場合とで、解析精度の違いの有無を確認し、断層調査への適用性を把握するために、既存データによる再解析を実施したものである。屈折法弾性波探査の速度走時を、統計的および定量的に整理して、従来法での速度層区分の品質保証資料の作成を試み、合わせてインバージョン技術を応用した解析と品質面での比較を行った。また、月吉断層の物理的性質をパラメータとした感度解析結果から、断層の検出を目的とした場合の適切な調査計画について整理した。結果として、萩原の方法とインバージョン法とでは、観測走時と理論走時との全体的な誤差はそれほど変わらないが、インバージョン法は断層の幅や傾き等の詳細な地質構造を把握できる可能性があるという結果が得られた。最後に、インバージョン法の中で今回用いた手法では、その連続体を仮定した解析原理から、急激な速度境界面の解析には不向きで、物理探査における屈折法探査としては、萩原の方法と併用して行く必要があると考えられる。また、地質技術者が屈折法の解析断面図を地質構造解釈する場合に、今までの萩原の方法で34層程度に解釈された図に対しては慣れているが、今回のインバージョン法で得られる多層速度構造に対しては、地質パターンと速度構造とを対応付けるため、経験を積み重ねる必要があると考えられる。
林田 均; 荒 邦章
JNC TN9400 2000-020, 54 Pages, 1999/11
レーザ誘起ブレークダウン分光法によるレーザNa漏洩検出システム(Laser Sodium Leak Detector:以降LDDと略す。)は,レーザ光によりナトリウムエアロゾルをプラズマ化し,それにより発生する蛍光中からナトリウム特有の光スペクトルを検出するもので,ナトリウムを選択的に検出するために,ナトリウム微少漏洩を早期に信頼性高く検出できる可能性がある。本報告では,LLDのナトリウム微少漏洩検出への適用性を検討するために,LLDの原理的な動作確認と基本的な性能把握を目的に,ナトリウムエアロゾルを用いて各種条件で検出特性を試験した結果についてまとめた。その結果,以下のような知見を得た。1)LLDにより,原理通りにナトリウム特有の光スペクトルを検出できることが確認できた。2)ナトリウム濃度とLLD蛍光強度の関係は,Na濃度10のマイナス11乗10のマイナス8乗g/cmの3乗の広い範囲で,ほぼ比例する。3)本試験範囲でLLD信号は,サンプリングガス流量,酸素濃度,水分濃度などの影響をほとんど受けない。LLDはナトリウム濃度にのみ大きな反応を示すので,極微少な漏洩においても高SN比の信号が得られ,信頼性の高い検出が可能である。これらから,LLDは,ナトリウム微少漏洩を,早期に信頼性高く検出する手法として適用できる可能性が明らかになった。
井尻 裕二; 澤田 淳; 坂本 和彦*; 亘 真吾; K.E.Web*; 中島 研吾*; 野邊 潤*
JNC TN8400 99-092, 91 Pages, 1999/11
高レベル放射性廃棄物の地層処分における天然バリアの性能評価においては、我が国の岩盤を亀裂中の流れが支配的な亀裂性岩盤と岩石基質内の流れが支配的な多孔質岩盤に分類し、それぞれに対して亀裂ネットワークモデルを用いた核種移行評価手法と不均質連続体モデルを用いた核種移行評価手法を開発した。本書は、後者の多孔質岩盤モデルによる核種移行評価手法とその評価結果について報告するものである。多孔質岩盤モデルに関しては、東濃鉱山の新第三紀堆積岩で測定されたデータに基づいて不均質連続体モデルを構築し、核種移行解析を実施した結果、Se-79やCs-135が支配的な核種となることがわかった。多孔質岩盤モデルに対するパラメータの感度を評価するために1次元均質モデルを用いて感度解析を実施した結果、有効間隙率が解析結果に及ぼす影響は小さいのに対し、透水係数が結果に及ぼす影響は大きいことがわかった。また、岩種では泥質岩・凝灰質岩よりも砂質岩の方が、地下水では降水系地下水よりも海水系地下水の方が分配係数が小さく核種移行率が大きくなることがわかった。さらに、亀裂だけでなく岩石基質中の流れも有意な亀裂性岩盤と多孔質岩盤の特性を併せ持つ一部の新第三紀堆積岩に対して亀裂性岩盤モデルと多孔質岩盤モデルの重ね合わせにより評価を実施した結果、多孔質岩盤モデルよりも亀裂性岩盤モデルの方が保守的に評価されることがわかった。本書で得られた結果は、東濃鉱山の深度数10mから200m以浅のボーリング孔で得られたデータに基づいた結果であるため、実際の処分深度500mでは岩盤の透水性はさらに低くなり、核種移行率もさらに低減されると考えられる。