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松井 裕哉; 前田 信行; 瀬戸 政宏*
JNC TY7430 2000-001, 57 Pages, 2000/03
JNC-TY7430-2000-001.pdf:2.17MB
大規模地下空洞や大深度地下構造物の建設は、空洞周辺岩盤が本来持っている力学的・水理学的な物性を変化させ、空洞の安定性や地下水流動へ影響を及ぼす。資源環境技術総合研究所とサイクル機構は、岩盤の力学的安定性に関する調査方法や評価方法をテーマとして、平成元年度より共同研究を実施している。平成10年度から第4フェーズとして、岩盤空洞の安定性に関する評価方法の検討というテーマで、主として掘削影響領域を評価するための基礎データとなる初期応力状態や二次応力状態の計測・評価手法などについて検討することとした。本年度は、東濃鉱山の地表から掘削した深度約200mのボーリング孔において、AE法、DRAによる三次元初期応力測定およびAE法と水圧破砕法による初期応力測定を実施し、三次元的な初期応力状態を把握するとともに初期応力状態の評価手法の適用性について検討した。それらの結果の概要について、以下に述べる。・鉛直方向の応力値は、堆積岩部では推定される土被り圧とほぼ等しく、花崗岩部ではそれより少し大きい。・水平最大主応力値は、深度と共にほぼ直線的に増加し、その勾配は花崗岩部の方が大きい傾向にあった。・水平最大主応力値は、堆積岩部では概ねN-S
N45
Wで、花崗岩部ではほぼN45°W方向であった。・応力環境については、堆積岩部で遷移型(
H
=h)、花崗岩部では遷移型もしくは横ずれ断層型(HhV)の応力環境であった。・今回用いたAE法、DRAおよび水圧破砕法は初期応力測定手法としての適用性があり、AE法と水圧破砕法を組み合わせた三次元的な応力状態の評価方法は有効であることが示された。
Arthur, R. C,*; Savage, D.*; 笹本 広; 柴田 雅博; 油井 三和
JNC TN8400 2000-005, 61 Pages, 2000/01
JNC-TN8400-2000-005.pdf:2.83MB
本報告書では、長石、層状珪酸塩、沸石、酸化物、輝石、角閃石に対する34種類の水和反応を対象に速度定数、反応次数、活性化エネルギーを含む速度論データを収集・整理した。また、同様に方解石と黄鉄鉱に対する速度論データも収集・整理した。これらのデータは、地球化学コードであるEQ3/6やGWBで用いられている表面反応支配・遷移状態理論に則した速度則に適合する。上述した水和反応の速度論データは、厳密には、平衡状態からかけ離れた非平衡状態における遷移状態速度則に適合するものである。これらのデータは、平衡状態からかけ離れた非平衡状態および平衡状態に近い状態における速度則にも概念的には適合するものであるが、その妥当性は、元文献の実験結果の解析を通じて可能な限り確認されるべきである。鉱物-水反応に関する速度論データの適用性の限界を考慮し、地下水水質形成の地球化学モデルの評価を単純化する上で、可能な場合、部分平衡を仮定することは有効な方法である。部分平衡の仮定が妥当であるかどうか評価するため、部分平衡の空間的、時間的スケールを評価するために用いられる水理および水-岩石反応を結合したモデル化手法について記述した。この様なモデル化手法は、釜石原位置試験場における割れ目中での地下水流れを含む条件に対して適用され、また、酸化性の地表水が結晶質岩における高レベル放射性廃棄物の処分深度にまで達するのに要する時間を評価するためにも用いられた。部分平衡が妥当な仮定であるかどうかといった疑問に対しては、適切なモデル化手法をもとに検討されるべきである。上述したモデル化手法を用いて、釜石サイトでの条件に適用するためには、割れ目充填部は多孔質媒体に近似でき、地下水の流れは単なる移流のみであり、母岩マトリクス方向への拡散は生じないことになる。さらに、平衡状態に達するまでの距離と同じか、それよりも長い距離に渡って、割れ目の鉱物学的特性や物理学的特性が均一でなければならない。もしこの様な条件下において、以下の状態であるならば、釜石サイトにおける地下水水質形成モデルにおいて部分平衡を仮定することが妥当であると推測される。・方解石、濁沸石(その溶解・沈殿挙動が輝沸石に類似すると仮定)、濁沸石、葡萄石、(石英は含まない)・ダルシー流速は比較的小さい(たとえば、約0.1myr-1)・平衡状態に関する不確実性として、飽和指数で+-0.4を誤差 ...
吉田 英一; 青砥 紀身; 平川 康; 田所 裕
JNC TN9400 2000-024, 42 Pages, 1999/10
JNC-TN9400-2000-024.pdf:1.63MB
大気環境中へのナトリウム漏えい燃焼時における炭素鋼SM400B-JIS G3106(床ライナ材等)の腐食減肉評価の信頼性を高めることを目的に、腐食速度評価線の見直しを行った。見直しは、ナトリウム漏えい燃焼環境のひとつである溶融塩型腐食(NaOH-Na
O系)について、現行腐食減肉速度評価線の策定後に追加・取得された実験データ(550900C)を用いて実施した。実験結果に基づき、以下のような考え方で評価を行った。(1)NaOH-NaO系の環境中では、炭素鋼の腐食量は時間に比例して増大した。このため、直線則として評価した。(2)腐食減肉速度への実験雰囲気(大気、不活性ガス)や試薬攪拌の明瞭な影響は、認められなかったため、同等に取り扱い評価した。(3)腐食減肉速度は一定NaO濃度以下になると、低下する傾向がみられた。このため、実験中におけるNaO濃度は、Fe(炭素鋼試験片)とNaOとの支配的な反応を維持するために必要な限界濃度以上であることとした。評価の結果、追加されたデータ点数は67点となり、現行評価線に用いた評価データ38点を加えると、合計105点となった。105点を用いてArrhenius Typeで整理し、統計的な評価を行い、以下の腐食減肉速度評価式を得た。CR=C・exp(-Q/RT)ここで、CR:腐食減肉速度,mm/hC:定数Q:活性化エネルギ, cal/molR:気体定数, 1.986cal/mol kT:絶対温度, KQ=9.61kcal/molC=148.29(平均), 262.11(99%信頼上限), 83.90(99%信頼下限)
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JNC TN1440 2000-003, 88 Pages, 1999/08
JNC-TN1440-2000-003.pdf:5.11MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、内関総理大臣が定めた「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、研究関発課題「高速増殖炉サイクルの実用化戦略観査研究」に関する事前評価を、研究開発課題評価委員会(高速炉・燃料サイクル課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉・燃料サイクル課題評価委員会は、サイクル機構から提出された評価用説明資料及びその説明に基づき、本委員会によって定めた評価項目及び評価の視点及び評価の基準に従って当該課題の事前評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。
not registered
JNC TN1440 2000-002, 148 Pages, 1999/08
JNC-TN1440-2000-002.pdf:8.54MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、内関総理大臣が定めた「国の研開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、研究関発課題「深地層の研究施設における研究計画」に関する事前評価を、研究開発課題評価委員会(廃棄物処理処分課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、廃棄物処理処分課題評価委員会は、サイクル機構から提出された評価用説明資料及びその説明に基づき、本委員会によって定めた評価項目及び評価の視点及び評価の基準に従って当該課題の事前評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。
池上 哲雄
JNC TN9200 99-007, 99 Pages, 1999/06
本コンサルタント会議は、昨年12月に行われた会議に引き続き、革新原子炉と燃料サイクルに対する新たな要件(objectives)とその要件を評価するためのクライテリアのレビュー及び革新原子炉と燃料サイクルに係る国際プロジェクトのための戦略計画に関するAGM(Advisory Group Meeting)への提言作成を目的とし、11カ国からの専門家が参加して、99年5月1012日にIAEA本部で開催された。1.IAEAからの質問書(中小型炉に関するアンケート)についての各国の回答(各国の現状を含む)あらかじめIAEAから配付されていた、2015年までの中小型炉の市場規模、原子力の利用分野、大型炉と小型炉の優位性等の質問に各国が回答した。中小型炉(700MWe以下)のマーケットがあるとしたのは、アルゼンチン、カナダ、インド、ロシア、米国で、日本、英国、中国は大型炉指向であった。2.将来の原子炉と燃料サイクルに対するクライテリアのレビュークライテリア設定にあたっての基本的考え方は、「2020年以降の革新原子炉と燃料サイクルを選定するためのガイドライン」を与えることにあり、安全性、信頼性、経済性、核不拡散性、資源の持続可能性等についてクライテリアを設定した。これから開発される革新原子炉と燃料サイクルは多様化したものとなることが予想される上に、各国の異なる事情を考慮すると、定量化を図ると議論が収束しないので、一般的で定性的なものになっている。3.革新原子炉と燃料サイクルに係る国際プロジェクトのための戦略計画に関するAGM(Advisory Group Meeting)への提言についての討議AGMは、革新原子炉と燃料サイクルに係る国際プロジェクトに関しては、今回を含めて2回の国際会議で検討したが、その次のステップと位置づけられ、本年10月に開催する。そこでは、各国が革新原子炉と燃料サイクルについて、いくつかのオプションを提案し、それらのオプションが今回設定したクライテリアを満たすかどうか検討する。また、将来の活動に対する提言を取りまとめる。実用化戦略調査研究を開始したばかりのサイクル機構にとって、大いに関連するテーマを扱う会議である。但し、対象は高速炉に限らないため、国内の他機関とも連携して対応していく必要がある。
納多 勝*
JNC TJ1400 99-035, 256 Pages, 1999/02
本研究は、核燃料サイクル開発機構が平成10年9月に公表した「第2次取りまとめ第l次ドラフト」における「処分技術開発」の内容を対象に、別途構築される評価検討手法の高度化に資することを目的として、国内の大学、民間企業の専門家の意見等をとりまとめたものである。地層処分システムの設計・建設技術に関する検討では、処分空洞建設時に発生が予想されるゆるみ領域の評価手法、空洞安定性解析手法と支保工の設計手法、緩衝材の仕様決定手法等、「処分技術開発」の評価について、主として現状技術を基本とした工学的な観点から各専門家の意見をとりまとめた。人工バリアシステムの長期力学安定性評価については、ベントナイト緩衝材を対象に、周辺の岩盤、オーバーパックの腐食膨張等時系列に発生する事象を解析する手法の現状について、専門家の意見を反映し今後の研究の方向を示唆する事項としてとりまとめた。処分場の管理に関する検討では、閉鎖前後の管理の考え方を中心に、世界各国での議論を調査し、専門家の意見を反映して管理の考え方を助言としてとりまとめた。オーバーパックの腐食に関する検討としては、ベントナイト共存下における腐食試験を実施し、腐食生成物が腐食プロセスに与える影響の評価に資する知見をとりまとめた。
斎藤 茂幸*; 池田 則生*; 杉山 和稔*; 岩崎 隆一*; 諸岡 幸一*; 景山 宗一郎*
JNC TJ1400 99-025, 483 Pages, 1999/02
本研究は,西暦2000年までに核燃料サイクル開発機構(以下JNCとする)より提出される「地層処分研究開発第2次取りまとめ」(以下,第2次取りまとめとする)に関わる成果の内容に対し,指摘すべき技術的内容について一定の研究成果を出し,両者を比較評価することにより専門家間の実質的な技術情報の共有化と理解の促進を図ることを目的とする。本研究では,平成10年9月に動力炉・核燃料開発事業団(現JNC)により提示された「第2次取りまとめ第1ドラフト」に対し,以下の検討を行った。・地質環境条件の調査研究の分野に関する記述内容及び記述方針等に関わる分析・専門家として指摘すべき技術的事項(課題)の提示及び研究実施内容(研究テーマ)の設定・各研究テーマごとの研究成果及び課題の提示 研究テーマは課題の重要性及び幅広く専門家の意見を反映できることに留意し,主として7項目を設定した。これらの研究を行った結果として,地質環境特性データ(特に岩石物性データ)の取り扱いに関する留意事項,花崗岩中の地下水水質形成機構に関する知見,地下水中の溶存有機物に関する知見,岩石の微細間隙構造の定量的な評価手法の開発可能性,処分地選定における考慮事項,将来予測における不確実性の取り扱い方に関する考え方等に関し知見の整理と課題の提示を行い,さらに課題解決のロジックのレビュー結果を示した。
根本 和泰*; 上野 雅広*; 樋口 隆尚*; 遠藤 弘美*; 大野 隆寛*; 穴沢 活朗*; 今井 佳*
PNC TJ1250 98-002, 321 Pages, 1998/02
現在、海外主要国においては、高レベル廃棄物の地層処分とその研究開発が進められ、そのためのパブリック・アクセプタンス(PA)活動が幅広く行われている。そこで、既に地層処分について事業計画を有している7カ国、カナダ、スウェーデン、スイス、ドイツ、フランス、米国、フィンランドにおけるPA獲得のための活動と考え方を定常的にモニターし、その背景や議論点を把握して今後の展望を明らかにした。このPA動向のモニターは、1991年依頼、毎年継続して月ごとに実施し、半年に1回取りまとめてる。次いで、これらのモニターの結果に基づいてトピックス分析を行った。このトピックス分析報告では、フランスについて、高レベル・長寿命放射性廃棄物の地下研究所に関する建設・運転許可手続きおよびバックエンド政策レビューの進捗状況を、スウェーデンについて、高レベル廃棄物処分に関する世論調査結果および原子力発電からの撤退に関する議論の動向を、米国について1997年放射性廃棄物法案の内容と今後の動向を、ドイツについて原子力改正法案を巡る情勢を、カナダについて高レベル地層処分の公聴会で得られた教訓について、それぞれ分析した。さらに、海外主要国での地層処分研究開発における社会的受容の側面に関する特別分析として、スウェーデン、スイスおよびカナダを対象に地層処分の安全目標・性能評価基準等の確立状況とその科学的根拠を整理・分析し、地層処分研究開発とのリンゲージを検討した。最後に、フランスとスウェーデンの事例を基に、地層処分研究・開発およびサイト選定のための社会的受容促進の体制および手法について分析を行った。
川崎 信史; 笠原 直人
PNC TN9410 96-294, 47 Pages, 1996/07
高速炉の主要構造物としては原子炉容器,配管,熱交換器,ノズル等などが挙げられる。高温構造設計基準では,これらの構造物の構造健全性維持を目的として,1次応力,ひずみ,クリープ疲労損傷の制限を設けている。特に高速炉のような高温で繰返し荷重(熱過渡)を受ける低圧の構造物においては,クリープ疲労損傷が構造物の支配的な破損形態となり,設計成立範囲を限定する要因となっている。本研究では,一般化弾性追従モデルを採用したクリープ疲労損傷評価高度化案を使用し,円筒構造物の強度評価を行った。さらに,熱過渡強度試験より得られた円筒構造物試験データと強度評価より得られた損傷値の比較を行い,もんじゅの方法と高度化案の評価精度について検討した。その結果,以下の知見を得た。1.累積疲労損傷係数Dfは,円筒構造物において高度化案の方がもんじゅの方法より低目の損傷値を示した。(ただし,弾性追従が大きい構造不連続部では高度化案が高目の損傷値となった。)2.累積クリープ損傷係数Dcも,高度化案の方が低目の損傷値を示す。(構造不連続部を持つ円筒構造STF-3で約0.7倍,構造不連続部を持たない円筒構造STF-10で約0.1倍)3.STF-3のき裂未発生部には,もんじゅの方法では制限損傷値を超えている部位が存在するが,高度化案では制限値内の評価であり,高度化案ではより正確なクリープ疲労損傷評価ができる。上記の結果から,高度化案はもんじゅの方法と比較してDf,Dc共により実験結果に近い損傷値を予測した。この損傷評価精度の向上により,設計成立範囲の拡大の見通しを得ることができた。
小野 清; 平尾 和則; 森 久起
PNC TN9410 91-143, 69 Pages, 1991/05
前回報告の「1)サイクル諸量の観点からのPu利用最適化」においては、電力施設計画等を基に設定した発電設備容量を前提として、プロトニウムの積極的な利用を進めつつ核不拡散の観点からプルトニウム貯蔵量を極力低減することを目指し、最適な炉型・サイクル戦略の検討を行った。(戦略A、Bの提言)その後、平成2年6月に通産大臣の諮問期間である総合エネルギー調査会から2010年までの長期エネルギー需給見通しが発表された。本報告ではこの長期エネルギー儒給見通しに基づき、人口やGNPの動向など様々な角度から将来の原子力発電設備容量をより具体的に予測評価し、最適な炉型・サイクル戦略の再検討を行った。その結果、発電設備容量の予測評価において経済成長率や省エネの影響が非常に大きいことが分かった。即ち、省エネが順調に進んだ場合(戦略C、D)では、プルトニウムの積極利用と貯蔵量低減の観点から前回報告した戦略A、Bとほぼ同様、「技術開発との整合性を図りつつFBRを2010年から早期に導入すべきである」との結論に至った。一方、省エネが停止し発電設備容量がハイペース(350万kWe/年)で増加した場合は、FBRを2010年から本格導入しても大幅な天然ウラン資源量が必要となる。なお、上記戦略が成立するためには、省エネルギー対策の推進と原子炉立地問題の解決、FBRと燃料サイクル施設の運転の整合性、FBRの総合的増殖性能(増殖比と炉外サイクル時間)の担保などの条件が達成させることが必要であると共に、プルトニウムの高次化対策を実現しなければならない。この他、戦略A、Bについて使用済燃料の一時貯蔵の効果などの検討も行った。
太田 猛男*
PNC TN1420 91-001, 258 Pages, 1990/11
(1)IAEAは,原子炉施設,再処理施設など施設区分に応じた統一した保障措置を行うため,保障措置基準(計画・実施・評価)の整備を行っており,91年から新基準を適用することとし,各施設に対しこの新基準に沿った保障措置アプローチの改定を要求してきている。(2)しかし,保障措置の実施はあくまで施設付属書(FA)を含む保障措置協定により管理される必要があり,施設の設計の現状,計量管理システムの現状,施設運転計画・工程への影響技術開発の現状さらには現在のFAの論理構成など広範囲に検討をする必要があり,新基準の早急な適用,安易な適用を行うべきではない。(3)なによりも,保障措置の信頼性の確保,効率化の観点から新基準の適用問題は議論をすべきと考える。(4)一方で,査察対象の施設や核物質量の増加および施設の大型化,自動化に対応するため,新基準では,無通告ランダム査察ゾーン査察など保障措置の新しい概念の動向を踏えた視点,又封じ込め監視機器と核物質の非破壊測定器との組合せにより大幅な非立会査察化が期待できる技術開発のポイントを指差する視点も含まれている。(5)この意味では,新規施設では,新基準に則した設計およびそのための技術を行う必要があると考える。(6)いずれにしても,新基準を理解する事は,有益かつ重要であると考え,その概要を紹介し,日英対訳と合わせて本書を編集した。
松原 邦彦; 尾熊 律雄; 北村 正晴*
Nuclear Science and Engineering, 65, p.1 - 16, 1978/00
擬似ランダム信号(PRBS)をJPDR原子炉システムに加えて、得られた観測値に自己回帰モデルのあてはめをおこなって同定実験を行なった。自己回帰モデルの回帰次数の決定はAKAIKEの評価基準にしたがっておこなわれた。 複数入力信号が用いられ、蒸気流量調整用バルブと強制循環ポンプ速度調整器の操作端に同時に加えられた。17個の変数(計装燃料要素からの信号を含む)が観測された。自己回帰モデルの同定はこのBWRの動特性モデルを多変数系として組み立てた。この実験を通して、自己回帰モデルの使用により、かなり強い有色ノイズの混入しているBWRの動特性が効果的にモデル化できることが示された。 自己回帰モデルの結果は線形の理論モデルと比較検討された。その結果、一つの実験式である自己回帰モデルは、理論モデルの評価、修正、改善を行なう上で重要な役割をはたすことができることを示した。
