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報告書

幌延深地層研究計画におけるオーバーパック腐食試験; 模擬オーバーパック、緩衝材およびヒーターの製作、設置

中山 雅

JAEA-Technology 2018-006, 43 Pages, 2018/08

JAEA-Technology-2018-006.pdf:5.32MB
JAEA-Technology-2018-006-appendix(CD-ROM).zip:29.19MB

幌延深地層研究計画は、堆積岩を対象に深地層の研究開発を実施するものであり、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発を実施しており、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」および「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの段階に分けて実施している。平成26年度からは、第3段階の調査研究として、幌延URLの試験坑道3において、オーバーパック腐食試験を実施している。本試験は、幌延の地質環境を事例に再冠水までの過渡期を対象として、セメント影響を考慮した腐食現象を評価することを目的としている。オーバーパックは直径10cm、緩衝材は直径30cmの縮小スケールとし、試験孔には低アルカリ性コンクリート支保を設置した。ヒーターによりオーバーパック内部から加熱して試験を実施している。本報告では、オーバーパック腐食試験において、ヒーターによる加熱および計測開始までに実施した、試験孔の掘削、模擬オーバーパックの製作、コンクリート支保の設置、試験体の設置および各種計測センサーの設置について述べる。

論文

放射性廃棄物のガラスによる固化

天本 一平

Journal of the Society of Inorganic Materials, Japan, 24(391), p.393 - 401, 2017/11

ガラスは非晶質であるため、組成を変化させることが容易であり、さまざまな特性を制御できる。例えばソーダ石灰ガラスに酸化ホウ素を添加したホウケイ酸塩ガラスは、耐熱性や強度の面で優れており、幅広い用途がある。原子力の分野においても、放射性廃棄物を不動化して長期安定化を図るため、ホウケイ酸塩ガラスが放射性廃棄物の固化媒体として用いられている。高レベル放射性廃棄物を充填したガラスをガラス固化体と呼んでいる。本稿は、放射性廃棄物の分類や処理方法、製造したガラス固化体の特性やその後の処分方法について述べており、さらにホウケイ酸塩ガラス以外の固化媒体についても紹介している。

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; 大口径掘削機の開発、模擬オーバーパック、緩衝材および埋め戻し材の製作

中山 雅; 松崎 達二*; 丹生屋 純夫*

JAEA-Research 2016-010, 57 Pages, 2016/08

JAEA-Research-2016-010.pdf:10.81MB
JAEA-Research-2016-010-appendix(CD-ROM).zip:31.42MB

幌延深地層研究計画は、堆積岩を対象に深地層の研究開発を実施するものであり、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発のための研究開発を実施している。平成26年度からは、第3段階の調査研究として、幌延深地層研究センターの地下施設の350m調査坑道において、人工バリア性能確認試験を実施している。人工バリア性能確認試験は、幌延の地質環境をひとつの事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象を評価する事を目的としている。具体的には、(1)地層処分研究開発の第2次取りまとめで示した処分概念が実際の地下で構築できることの実証、(2)人工バリアや埋め戻し材の設計手法の適用性確認、(3)熱-水-応力-化学連成挙動に関わる検証データの取得、である。本報告では、人工バリア性能確認試験における原位置での施工に際して、事前に開発や製作を伴う、試験孔掘削のための大口径掘削機の開発、模擬オーバーパックの製作、緩衝材および埋め戻し材の製作について取りまとめるとともに、その品質管理の実施状況について述べたものである。

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; 計測データ集(平成27年度)

中山 雅; 大野 宏和; 中山 真理子*; 小林 正人*

JAEA-Data/Code 2016-005, 55 Pages, 2016/07

JAEA-Data-Code-2016-005.pdf:11.32MB
JAEA-Data-Code-2016-005-appendix(CD-ROM).zip:32.68MB

幌延深地層研究計画において、平成26年度からは第3段階の調査研究として、人工バリア性能確認試験を地下施設の深度350m調査坑道において実施している。当該試験は、幌延の地質環境を事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象を評価する事を目的としている。具体的には、(1)第2次取りまとめで示した処分概念が実際の地下で構築できることの実証、(2)人工バリアや埋め戻し材の設計手法の適用性確認、(3)熱-水-応力-化学連成挙動に関わる検証データの取得、である。本データ集は、(3)の検証データについて取りまとめたものであり、各種計測データの散逸防止を目的としている。また、計測データの中には、原子力環境整備促進・資金管理センターとの共同研究において設置した、地中無線モニタリング装置によって取得されたものも含まれる。なお、地中無線モニタリング装置は、経済産業省資源エネルギー庁の委託事業である「地層処分技術調査等事業 処分システム工学確証技術開発」において開発された。本データ集でのデータ収録期間は、平成26年12月から平成28年3月までである。

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; 坑道の埋め戻し材に関する検討

中山 雅; 大野 宏和; 棚井 憲治; 杉田 裕; 藤田 朝雄

JAEA-Research 2016-002, 280 Pages, 2016/06

JAEA-Research-2016-002.pdf:16.21MB

幌延深地層研究計画では、平成26年度から第3段階の調査研究として、幌延深地層研究センターの地下施設(以下、幌延URL)の350m調査坑道(試験坑道4)において、人工バリア性能確認試験を実施している。人工バリア性能確認試験は、幌延の地質環境をひとつの事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象を評価することを目的としている。具体的には、(1)地層処分研究開発の第2次取りまとめで示した処分概念が実際の地下で構築できることの実証、(2)人工バリアや埋め戻し材の設計手法の適用性確認、(3)熱-水-応力-化学連成挙動に関わる検証データの取得、である。本報告では、人工バリア性能確認試験において、試験坑道4の一部を埋め戻す際に使用する埋め戻し材について検討した。具体的には、幌延URLの坑道掘削により生じた掘削土(ズリ)とベントナイトを混合した材料の、基礎物性の把握、施工方法による目標乾燥密度の設定および狭隘な試験坑道を想定した施工性確認試験などを行い、人工バリア性能確認試験における埋め戻し材の使用を決定した。その結果、坑道下半部は埋め戻し材の撒き出し転圧締め固めにより乾燥密度1.2Mg/m$$^{3}$$、坑道上半部は乾燥密度1.4Mg/m$$^{3}$$の埋め戻し材ブロックを設置することにより、埋め戻し材の要件として設定した透水性および膨潤圧を確保できることを確認した。

報告書

超深地層研究所地層科学研究基本計画

東濃地科学センター 地層科学研究部

JAEA-Review 2015-015, 39 Pages, 2015/09

JAEA-Review-2015-015.pdf:28.06MB

2014年、高速増殖原型炉「もんじゅ」における保守管理の不備などを契機に行われた原子力機構改革において、超深地層研究所計画について、これまでの研究開発成果を取りまとめ、残された必須の課題を提示した。今回の改訂では、原子力機構の改革計画により提示した必須の課題に基づき、研究坑道を利用した研究段階(第3段階)の研究計画を具体化した。

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; 計測データ集(平成26年度)

中山 雅; 大野 宏和; 中山 真理子*; 小林 正人*

JAEA-Data/Code 2015-013, 53 Pages, 2015/09

JAEA-Data-Code-2015-013.pdf:9.78MB
JAEA-Data-Code-2015-013(errata).pdf:0.37MB
JAEA-Data-Code-2015-013-appendix(CD-ROM).zip:5.76MB

原子力機構が、北海道幌延町で実施している幌延深地層研究計画は、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発および安全規制のための研究開発を実施している。平成26年度からは、第3段階の調査研究として、地下施設の350m調査坑道において、人工バリア性能確認試験を実施している。この試験は、幌延の地質環境を事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象を評価することを目的としている。本データ集は、取得したデータについて取りまとめたものであり、各種計測データの散逸防止を図ることを目的としている。また、計測データには、原環センターとの共同研究において設置した、地中無線モニタリング装置によって取得されたものも含まれる。なお、地中無線モニタリング装置の開発は、経済産業省資源エネルギー庁の実施する「地層処分技術調査等事業 処分システム工学確証技術開発」において開発された。データ集録期間は、平成26年12月から平成27年3月までである。今後もある程度の期間ごとにデータを取りまとめて公開する予定である。

報告書

確率論的安全評価手法GSRW-PSAによる地層処分システムの不確かさ解析; パラメータ不確かさ及び天然バリアの概念モデル不確かさの検討

武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Research 2002-014, 20 Pages, 2002/07

JAERI-Research-2002-014.pdf:1.37MB

地層処分の安全評価に伴う不確かさのうち、パラメータ不確かさとモデル不確かさに起因した影響評価を目的として、確率論的評価手法(GSRW-PSA)の開発を行った。不確かさの影響評価に先立ち、人工バリア及び天然バリア中の核種移行評価モデルに関して決定論的なベンチマーク計算を行い、評価コードの特性・適用性を明らかにした。次に、GSRW-PSAを用いて、HLW処分の重要核種であるCs-135及びSe-79を対象とした人工バリア及び天然バリアに関するパラメータ不確かさ解析を行った。さらに、天然バリアにおける地質媒体の概念化の違いとして、多孔質媒体と亀裂性媒体による近似モデルを想定し、概念化の違いによる影響の評価を実施した。

論文

Alteration-phase formation and associated cesium release during alteration of R7T7 waste glass

稲垣 八穂広*; 出光 一哉*; 有馬 立身*; 前田 敏克; 小川 弘道; 糸永 文雄

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.713, p.589 - 596, 2002/00

高レベルガラスに関するこれまでの研究により、地層処分されたガラスは長い時間をかけて水と反応し、より安定な鉱物相を形成するとされているが、鉱物の形成は長期間におけるガラスからの放射性核種の漏出に影響を及ぼす可能性がある。このため、本研究では高レベルガラスの鉱物相形成とそれに伴うセシウムの放出挙動を実験的に評価することを目的に、粉末状のR7T7ガラスを用いて高温のアルカリ溶液中における変質試験を行った。形成された鉱物相をXRDで観察した結果、主な生成鉱物としてゼオライト系鉱物のanalcimeがSiO$$_{2}$$アモルファスとともに存在すること及び条件によってはスメクタイト系鉱物のbeidelliteやgibbsiteが形成されることが分かった。また、溶液の分析により、セシウムの大部分がbeidelliteやanalcimeといった鉱物相への吸着により固化体中に保持されていることが推察された。

報告書

地層処分研究開発に係る社会環境情報の整備(II) 最終成果報告書

大野 隆寛*; 樋口 隆尚*; 風間 武彦*; 橋本 卓*; 清藤 康司*; 服部 智美*; 金森 美和*

JNC-TJ1420 2000-005, 257 Pages, 2000/03

JNC-TJ1420-2000-005.pdf:9.53MB

現在、海外主要国においては、高レベル放射性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の事業計画を有している7カ国、カナダ、スウエーデン、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、その背景や議論の内容を把握することにより今後の展望を明らかにした。次いで、今年度のトピカルな動向をトピックス分析として取りまとめた。スウェーデンにおける高レベル放射性廃棄物の深地層処分場のサイト選定プロセスと地元の動向、フランスの国家評価委員会(CNE)の第5回報告書の概要と現在に至る論点の推移を、また、東部サイトに関する地下研究所の建設、運転許可政令の発給に伴う経済効果と情報提供の枠組み、来国ユッカマウンテンに関するNRCのリスク・コミュニケーション強化プランの理論的背景および核不拡散トラスト社による国際放射性廃棄物貯蔵構想、フィンランドのポシバ社の使用済燃料処分場に関する環境影響評価報告書の概要、そして、スペインの第5次放射性廃棄物統合計画に基づく高レベル廃棄物管理の基本方針を、このトピックス分析報告では、それぞれ取りまとめた。

報告書

高レベル廃棄物と地層処分の理解促進のためのPAツールの構築(III)

風間 武彦*; 橋本 卓*; 清藤 康司*; 吉川 淳一郎*; 金森 美和*; 小山 朝美*; 和栗 明美*

JNC-TJ1450 2000-001, 160 Pages, 1999/12

JNC-TJ1450-2000-001.pdf:18.71MB

「高レベル廃棄物と地層処分」は、これまで様々な手法や手段が試みられてきたにも係わらず、国民に十分な理解か得られているとは言い難い。しかし、近い将来に高レベル廃棄物の地層処分を控えた我が国にとって、パブリック・アクセプタンス(PA)活動の重要性は、今後ますます高まると予想される。そこで、1997年度調査では、PA・教育手法の現状調査分析に基づいて、一層効果的なPA活動に資する手段を考案し、その概念設計を行った。さらに、設計の有効性を検証するためのプロトタイプ(システムおよびデータ)を作成し、そこで実現すべき機能を明らかにした。1999年度は、1998年度の業務で作成した「地層処分研究開発・第2次取りまとめ・第1ドラフト」の内容を紹介するための画像データ等を踏まえながら、「わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性-地層処分研究開発第2次取りまとめ-」の内容を紹介するための画像および音声データから構成されるシステム(PAツール)を作成した。

報告書

地層処分技術高度化の観点からの一般産業界における開発技術適用性の調査研究

牛尾 一博*; 安藤 康正; 久保田 和雄; 笹島 晋*

JNC-TJ1400 99-026, 217 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-026.pdf:8.64MB

現在、我が国においては高レベル放射性廃棄物の地層処分の研究が鋭意進められている。特に核燃料サイクル開発機構(JNC)は当研究に関してこれまで中心的な役割を果たしてきている。また、最近の一般産業界では、環境対策の観点から様々な技術や材料の開発が進めれられており、今後、地層処分研究への適用も考えられる。本研究は、一般産業界で開発された様々な環境関連技術を調査し、地層処分システムヘの適用性を検討することを目的とした。第一に、産業廃棄物の最終処分場で用いられている環境技術を調ベ、かつ最終処分場に関する管理の考え方や適用される規制等についてまとめた。また、最終処分場の特徴や条件についてHLW処分場システムと比較・検討した。第二に、一般産業界で開発・利用されている構造材・耐久材について、その特性を調査し高レベル放射性廃棄物処分への適用性等を検討した。

報告書

緩衝材性能最適化に関する方法論の基礎研究(IV)(研究概要)

大久保 博生*

JNC-TJ1400 99-009, 19 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-009.pdf:1.15MB

本年度は、まず前年度までに作成した総合評価フレームに基づき、情報の不確実性を考慮した場合についても最適ケイ砂混合率が得られるように求解プロセスを改良・拡張した。次に、核種吸着性能に関するデータ情報の不確実性を定量的手法によって、分析した。最後に、改良化した総合評価フレームを用いて、吸着性能の不確実性が最適ケイ砂混合率に与える影響を分析した。

報告書

緩衝材性能最適化に関する方法論の基礎研究(IV)(研究委託内容報告書)

大久保 博生*

JNC-TJ1400 99-008, 77 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-008.pdf:1.82MB

本年度は、まず前年度までに作成した総合評価フレームに基づき、情報の不確実性を考慮した場合についても最適ケイ砂混合率が得られるように求解プロセスを改良・拡張した。次に、核種吸着性能に関するデータ情報の不確実性を定量的手法によって、分析した。最後に、改良化した総合評価フレームを用いて、吸着性能の不確実性が最適ケイ砂混合率に与える影響を分析した。

報告書

地層処分の極限安全性に関する研究(III)(研究概要)

大久保 博生*

JNC-TJ1400 99-007, 35 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-007.pdf:4.55MB

本研究では、まず、火山活動といったキーワード(あるいは発端事象)に関連する各事象やプロセスを定義し、一般公衆に恐怖感を与えるようなカタストロフィックなシナリオとして、特に、火砕流を伴う中規模クラスの噴火活動シナリオを検討した。次に、このようなシナリオのカタストロフィックな事象やプロセスの特徴をもとに、既往のモデル化概念の事例調査等を通じ、定量化概念(放出量、規模、放出モード(複合発生性)、放出形態、放出頻度、確率など)と処分場システム(周囲の環境状態も含む)の検討を行い、処分場並びにその周辺に与えるインパクトを評価・解析し得るモデルを実際に作成し、地層処分がもたらすリスクを算出し、そのようなシナリオが生じた場合に同時に発生する可能性がある地層処分以外のリスクとの対比が可能となることを考えた。最後に、ここで検討した火山活動シナリオの影響評価プロセス及び作成したモデルを用いて算出したリスクを可視化して、他のリスクと比較できるような検討を行った。

報告書

地層処分の極限安全性に関する研究(III)(研究委託内容報告書)

大久保 博生*

JNC-TJ1400 99-006, 81 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-006.pdf:6.57MB

本研究では、まず、火山活動といったキーワード(あるいは発端事象)に関連する各事象やプロセスを定義し、一般公衆に恐怖感を与えるようなカタストロフィックなシナリオとして、特に、火砕流を伴う中規模クラスの噴火活動シナリオを検討した。次に、このようなシナリオのカタストロフィックな事象やプロセスの特徴をもとに、既往のモデル化概念の事例調査等を通じ、定量化概念(放出量、規模、放出モード(複合発生性)、放出形態、放出頻度、確率など)と処分場システム(周囲の環境状態も含む)の検討を行い、処分場並びにその周辺に与えるインパクトを評価・解析し得るモデルを実際に作成し、地層処分がもたらすリスクを算出し、そのようなシナリオが生じた場合に同時に発生する可能性がある地層処分以外のリスクとの対比が可能となることを考えた。最後に、ここで検討した火山活動シナリオの影響評価プロセス及び作成したモデルを用いて算出したリスクを可視化して、他のリスクと比較できるような検討を行った。

論文

Sensitivity analysis of geologic disposal of high-level radioactive waste for conceptual geologic media

木村 英雄; 高橋 知之; 島 茂樹; 松鶴 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(5), p.439 - 449, 1995/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.98(Nuclear Science & Technology)

高レベル廃棄物地層処分の一般的安全評価及び感度解析をGSRWコード及びDA手法に基づく自動感度解析手法を用いて行った。感度解析の結果、処分場周辺の均質岩体に関するパラメータは出力結果に対して、亀裂帯及び人工バリアに関するパラメータよりも高い感度を有することがわかった。またこの感度解析手法により、処分場施設設計の最適化の基礎となる技術的な知見を得ることができる。使用済核燃料16000MTUに相当する高レベル廃棄物が埋設されたレファレンス処分場について安全評価を行った。評価は保守的及び現実的な地球化学パラメータを用いて行い、飲料水摂取経路による個人被曝線量当量を算出した。その結果個人線量当量は、保守的及び現実的なケースとも10$$^{-7}$$svのオーダーであり、本評価で想定された処分条件が評価期間内で変化しないと仮定すれば、高レベル廃棄物の地層処分は可能であることがわかった。

論文

Methodology of safety assessment and sensitivity analysis for geologic disposal of high-level radioactive waste

木村 英雄; 高橋 知之; 島 茂樹; 松鶴 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(3), p.206 - 217, 1995/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.87(Nuclear Science & Technology)

高レベル廃棄物地層処分の可能性を検討するため、決定論的地層処分安全評価手法の中間バージョンを開発した。本手法で用いられた評価シナリオは、処分システムの性能が確立論的事象によって影響を受けないと仮定した通常シナリオに基づいている。本計算コードシステム(GSRW)はサイトスペシフィックな詳細モデルではなく、人工バリアからの核種漏出、地層中核種移行、生態圏中核種移行及び被曝線量を解析するサブモデルから構成された簡略モデルである。このモデルの入力パラメータの重要性を検討するために、GSRWコードにDA手法に基づく自動感度解析手法を適用し、評価解析を行った。本論文はこのうち安全評価及び自動感度解析手法について報告する。

論文

Durability of an La$$_{2}$$Zr$$_{2}$$O$$_{7}$$ waste form containing various amounts of simulated HLW elements

早川 一精*; 上薗 裕史

Journal of Nuclear Materials, 202, p.163 - 168, 1993/00

 被引用回数:44 パーセンタイル:3.98

模擬高レベル廃棄物元素(Nd,Ce,Sr)のLa$$_{2}$$Zr$$_{2}$$O$$_{7}$$への固溶が、Na,Ce,Srおよびマトリックス構成元素であるLa,Zrの浸出挙動に及ぼす影響について、pH=1の酸溶液、純水、pH=10のアルカリ溶液中で調べられた。酸溶液中では、La,Nd,Ceの浸出率は、Nd,Ceの固溶量の増加と共に減少し、固溶量と浸出率の間に明瞭な関係が認められた。またLaの浸出率は、Na$$>$$Ce$$>$$Ce+Sr(1:1)の固溶の順序で減少した。これらの現象は、Nd,CeがLaのサイトに置換固溶することによりLa-O結合距離が減小し結合エネルギーが増加することで説明できることを示した。しかしながら純水およびアルカリ溶液中では、酸溶液中でみられたような固溶量と浸出率の間の明瞭な関係は認められなかった。この原因として、固化体表面での不溶性の水酸化物または炭酸塩の生成が考えられた。

報告書

A Generic safety assessment code for geologic disposal of radioactive waste; GSRW computer code users manual

木村 英雄; 高橋 知之; 島 茂樹; 松鶴 秀夫

JAERI-M 92-161, 72 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-161.pdf:1.91MB

計算コードGSRWは、高レベル廃棄物地層処分安全評価手法の中間バージョンとして開発されたものである。本手法で用いられた評価シナリオは、処分システムの性能が確率的事象によって影響を受けないと仮定した通常シナリオに基づいている。本コードは3つのサブモデルから構成されている:固化体、金属容器及び緩衝材で構成される処分施設からの核種漏出を評価するリースタームモデル、地層中の核種移行を評価する地層モデル、及び生態圏中における核種移行及び人間の被曝線量を評価する生態圏モデル。本報告書は、本コードの数学モデル、コード構造及び使用法を記述したものである。

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