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論文

A Systematic radionuclide migration parameter setting approach for potential siting environments in Japan

浜本 貴史*; 石田 圭輔*; 澁谷 早苗*; 藤崎 淳*; 舘 幸男; 石黒 勝彦*; McKinley, I. G.*

Proceedings of 2019 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2019) (USB Flash Drive), p.77 - 82, 2019/04

NUMO's recently published safety case involves utilisation of the safety case approach to provide a basis for preparation for future phases of work and development of a template for later, more complete and rigorous, safety cases. Advances include capturing potential siting environments in Site Descriptive Models (SDMs) and focusing post-closure safety assessment methodology on repository designs tailored to these SDMs. Radionuclide-specific parameters in the engineered barrier system (EBS), such as solubilities, sorption and diffusion values, are selected based on established chemical models that take into account evolution of porewater chemistry, alteration of EBS material and different host rock properties. Existing chemical thermodynamic databases developed in Japan have been used for the coupled geochemical and mass transport analyses applied to set these parameters. Nevertheless, in view of fundamental uncertainties in the thermodynamic approach, expert judgment played a key role in the process. This paper discusses the methodology used to set "reasonably conservative" radionuclide migration parameters for the illustrative SDMs, with a focus on chemistry which can be captured in existing models only by introducing significant simplifications.

論文

Study on criticality in natural barrier for disposal of fuel debris from Fukushima Daiichi NPS

島田 太郎; 田窪 一也*; 武田 聖司; 山口 徹治

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.183 - 187, 2018/11

福島第一原子力発電所の燃料デブリを格納容器から回収した後、地層処分相当の処分場に埋設する際に、燃料デブリはウランのインベントリも多く、$$^{235}$$U濃縮度が2%を超えるため、処分場から溶出したウランが天然バリア内のある地点に集積し、臨界となる可能性が懸念される。本研究では、まずその可能性のある条件を抽出するため、処分場及び天然バリアにおける溶解度、地下水流速などの条件を変化させた1次元核種移行の解析を基に移行経路上のウラン沈殿量を保守的に評価した。その結果、還元性環境が維持される通常の処分環境下では移行経路上で臨界質量を超えるウランが沈殿することはないことが示された。ただし、表層付近の酸化性地下水の流入によって処分場が酸化性に変化する場合では、地質媒体中の酸化から還元に変化するフロントで臨界質量を上回るウランが沈殿する可能性が示唆された。次に、この臨界の可能性が懸念される条件に対し、より現実的に処分場の空間レイアウトを考慮した核種移行解析、臨界評価を行った。その結果、処分場のサイズ条件に基づくウラン集積サイズは臨界となり得る集積サイズよりも広範囲に広がり、天然バリア内において臨界に到する可能性を排除できることが示された。

論文

Effects of fine-scale surface alterations on tracer retention in a fractured crystalline rock from the Grimsel Test Site

舘 幸男; 伊藤 剛志*; 赤木 洋介*; 佐藤 久夫*; Martin, A. J.*

Water Resources Research, 54(11), p.9287 - 9305, 2018/11

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

亀裂性結晶質岩中の放射性核種移行に対する割れ目表面の変質層の影響が、スイスのグリムゼル試験場の単一亀裂を有する花崗閃緑岩試料を用いた室内移行試験、表面分析、モデル化を組み合わせた包括的なアプローチによって調査された。5種類のトレーサーを用いた透過拡散試験,バッチ収着試験,通液試験を含む室内試験によって、移行遅延の程度はHDO, Se, Cs, Ni, Euの順に大きくなること、割れ目表面近傍に拡散に対する抵抗層が存在すること、拡散において陽イオン加速と陰イオン排除の効果が重要であることが確認された。X線CT及びEPMAによる観察から、割れ目周辺の鉱物分布の微視的な不均質性が把握された。これらの知見に基づき、風化したバーミキュライト層、配向した雲母層、マトリクス部から構成される3層モデルを構築し、それぞれの層の間隙率、収着・拡散パラメータを与えることで、通液試験で得られた全てのトレーサーの破過曲線と割れ目近傍のトレーサー濃度分布を良好に解釈することができた。

論文

Assessment of sorption and diffusion in the rock matrix in the NUMO safety case

浜本 貴史*; 澁谷 早苗*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*; 山田 基幸*; 舘 幸男

Proceedings of 6th East Asia Forum on Radwaste Management Conference (EAFORM 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/12

NUMOでは日本における地層処分の成立性と安全性を示すためのジェネリックなセーフティケースを開発している。このセーフティケースにおける安全評価のために、3種類の母岩を対象として分配係数及び実効拡散係数パラメータを設定するとともに、その不確実性や今後の課題について議論した。

論文

Diffusion model considering multiple pore structures in compacted bentonite

四辻 健治; 舘 幸男; 大窪 貴洋*

CMS Workshop Lectures, Vol.21, p.251 - 257, 2016/06

処分環境における圧縮ベントナイト中の核種の拡散係数や収着分配係数等の整合的な推定評価を目指し、原子力機構では統合収着・拡散モデル(ISDモデル)の開発を進めてきた。ISDモデルは、圧縮ベントナイト中の間隙水化学および核種の収着・拡散挙動を整合的に評価するモデルである。特にISDモデルの拡散パートは電気二重層理論と均質間隙モデルに基づいており、カチオンの過剰な実効拡散係数と細孔間隙でのアニオン排除を整合的に説明できる。現状のISDモデルは1価カチオン/アニオンの実効拡散係数をある程度定量的に評価できるが、多価カチオンや錯体形状の化学種に対しては実測データの再現性が悪い。モデルを改良するには、溶質・溶媒および粘土鉱物間の相互作用を分子レベルで高度化するとともに、不均質間隙構造を考慮したモデル化を進める必要がある。そこで本研究では、多重間隙構造を考慮して現状ISDモデルの高度化を検討した。多重間隙モデルによる解析の結果、実効拡散係数の塩濃度依存性が、現状の均質間隙モデルより緩和され、拡散モデルが改善されることがわかった。

論文

Development of a code MOGRA for predicting the migration of ground additions and its application to various land utilization areas

天野 光; 高橋 知之*; 内田 滋夫*; 松岡 俊吾*; 池田 浩*; 林 寛子*; 黒澤 直弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(11), p.975 - 979, 2003/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.8(Nuclear Science & Technology)

環境中に放出される放射性核種等の環境負荷物質について、挙動を予測するための汎用計算コードシステムMOGRAを開発した。MOGRAは動的コンパートメントモデルを基本とし、コンパートメント内の物質量が時間で変動する系を解析できる。MOGRA はPC上で放射性核種等の挙動が評価できるシステムであり、使い易さを基本としGUIやMOGRA用に開発した種々のデータベースを用いることができる。複数の土地利用形態から構成される仮想的陸域環境が$$^{137}$$Csで汚染したと仮定してMOGRAの機能試験を行い、正常に作動することを確認した。

論文

環境負荷物質陸域挙動予測システムMOGRAのデータベース

天野 光; 池田 浩*; 佐々木 利久*; 松岡 俊吾*; 黒澤 直弘*; 高橋 知之*; 内田 滋夫*

KEK Proceedings 2003-11, p.239 - 244, 2003/11

MOGRAコードはPC上でGUIを用いて放射性核種等の挙動が評価できるシステムであり、動的コンパートメントモデルを基本とし、コンパートメント内の物質量が時間で変動する系を解析できる。付加システムとして種々のデータベースを有するMOGRA-DB、及び地図情報システムMOGRA-MAPが利用できる。本発表では、これらMOGRA及び付加システムの機能,MOGRAを用いた解析例について紹介する。

報告書

Proceedings of the International Symposium: Transfer of Radionuclides in Biosphere, Prediction and Assessment; Mito, December 18-19, 2002

天野 光; 内田 滋夫*

JAERI-Conf 2003-010, 394 Pages, 2003/09

JAERI-Conf-2003-010.pdf:25.13MB

「生態圏核種移行研究,予測と評価」国際シンポジウムは、原子力基盤クロスオーバー「生態圏核種移行」第3期研究の成果を広く公開し報告するとともに、海外から研究者を招へいし、生態圏核種移行研究、特に日本を含む東南アジア諸国における挙動予測や影響評価に適合する移行モデルやパラメータに関して、最新の知見を交換し、議論しあうことを目的とし開催した。原子力基盤クロスオーバー「生態圏核種移行」第3期研究には、日本原子力研究所,放射線医学総合研究所,理化学研究所,気象研究所,環境科学技術研究所の5機関が参加し、大学や民間の協力を得ながら研究をクロスオーバーしている。シンポジウムでは12の招待講演と44のポスター発表があった。いずれも当該分野を実験的、及び計算科学的に先導する最新研究であった。また、IAEAが2003年より主催する予定のモデル検証プログラムEMRASについての紹介もあった。本国際シンポジウムには12ヵ国19名の外国人を含め120名の参加があった。

論文

Overview of the 3rd phase crossover research on migration of radionuclides in biosphere

内田 滋夫*; 天野 光; 高橋 知之*; 千葉 長*; 久松 俊一*; 榎本 秀一*; 松本 史朗*

JAERI-Conf 2003-010, p.25 - 31, 2003/09

生態圏核種移行クロスオーバー研究第3期プロジェクトは、原研,放医研,気象研,理研及び環境科学技術研究所の5研究所が中心となり、第1期,第2期の成果をふまえ、さらに、大学及び国立研究所等の協力を得ながら進めている。第3期研究では、(1)土壌中における核種の存在形態変化を放医研・原研が,(2)核種の植物移行を環境研・理研・放医研が,(3)微生物にかかわる研究及び環境修復に関する研究を理研・原研・放医研が,(4)核種の大気から土壌・植物への移行を気象研・原研が,(5)移行パラメータのデータベース化を原研・放医研・気象研が中心となり、研究を進めている。そして、得られた環境挙動の知見を基に、原研・気象研・放医研が中心となり、大学等の協力を得ながら動的解析モデルを開発している。本発表では、これまでに得られた第3期研究の成果を中心に報告する。

論文

放射性核種移行のマクロシミュレーション

宗像 雅広; 木村 英雄

シミュレーション, 21(1), p.3 - 8, 2002/03

放射性廃棄物施設の安全評価においては、地層中での放射性核種の移行挙動の把握が求められている。放射性核種は処分施設等の人工バリア材,多孔質媒体あるいは亀裂媒体である地層中を地下水とともに移行するため、各解析段階での対象に応じたシミュレーションスケールに留意しなければならない。また、放射性核種の移行現象は、数十万から数百万年スケールに至る長期的現象であり、同時に、人工バリア材,天然バリア材である地層媒体の時間的特性変化も考慮しなくてはならない。このため、地層中での放射性核種の移行挙動のシミュレーションにおいては、時間的・空間的にマルチスケールのシミュレーションが重要であると考えられる。本稿では、放射性廃棄物の処分に関連した核種移行のシミュレーション例を紹介するとともに、放射性廃棄物施設の安全評価研究においてシミュレーション研究の役割,今後の課題についてまとめたものである。

報告書

沿岸海域における3次元海流モデルの開発

小林 卓也

JAERI-Data/Code 99-049, p.47 - 0, 1999/12

JAERI-Data-Code-99-049.pdf:2.38MB

日本の沿岸海域に放出される放射性物質等の移行挙動現象を明らかにするために、プリンストン大学の開発した海水の流動場を定量的に把握・予測する3次元モデルPOMを導入し、試計算を行うとともに、日本域でのシミュレーションのための改良を行った。本報告書ではモデル方程式、数値解法、モデルの改良等について記述するとともに、計算を実施する際に必要となるデータベース及び可視化システムについても言及した。また、試計算は下北地区を対象に行い、境界条件が及ぼす計算結果への影響を明らかにした。

論文

A Study of actinide decay chains on the environmental effect of a geologic disposal of rock-like oxide fuels and uranium-plutonium oxide fuels

木村 英雄; 高野 秀機; 室村 忠純

Journal of Nuclear Materials, 274(1-2), p.197 - 205, 1999/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.31

環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

報告書

岩石型及びMOX使用済核燃料地層処分の環境影響評価

木村 英雄; 松鶴 秀夫; 高野 秀機; 室村 忠純

JAERI-Research 97-049, 25 Pages, 1997/07

JAERI-Research-97-049.pdf:1.42MB

使用済岩石型プルトニウム燃料は、一般軽水炉の使用済燃料や再処理を伴う高レベル放射性廃棄物と同様に、地層処分されるものと考えられる。ここでは、環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

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:54.07(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。

報告書

Safety and sensitivity analyses of a generic geologic disposal system for high-level radioactive waste

木村 英雄; 高橋 知之; 島 茂樹; 松鶴 秀夫

JAERI-Research 94-028, 50 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-028.pdf:2.3MB

高レベル放射性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。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。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、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概念処分場について安全評価を行った。その結果個人線量当量は、10$$^{-7}$$Svのオーダーであり、本評価で規定し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た。

論文

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリアの性能評価モデル

中山 真一; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 大江 俊昭*; 河西 基*; 塚本 政樹*; 木村 英雄; 宗像 雅広

日本原子力学会誌, 34(4), p.342 - 364, 1992/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:71.05(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物ガラス固化体から放出される放射性核種の人工バリア内での移行をモデル化し、緩衝材と岩盤との境界における$$^{99}$$Tc,$$^{135}$$Csおよび$$^{237}$$Npのフラックスを求めた。本解析の特徴的な点は、(1)多孔質媒体である緩衝材中の物質移動は、移流効果が無視でき拡散支配であることを、処分孔周辺の地下水流動解析から明らかにしたこと、(2)ガラス固化体からの放射性核種の放出挙動を地下水とガラス固化体、オーバーパック、緩衝材との地球化学的反応を考慮して解析したこと、(3)緩衝材中の$$^{237}$$Npの移行挙動に酸化還元反応を考慮したこと、(4)球状と無限円柱状の固化体形状の相違による核種放出率の相違を比較したこと、である。今回の解析は合理的で説得力のある統合評価モデルへの第一歩であり、この解析を通して、確たる根拠のない暗黙の過程やさらに考慮すべき現象を抽出し、性能評価モデル開発のための今後の研究方向や課題の提言を行なった。

論文

Evaluation of migration of cesium-137 adsorbed on fine soil particles through natural aerated soil layer

小川 弘道; 武部 愼一; 山本 忠利

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(3), p.248 - 254, 1991/03

土壌微粒子に吸着した$$^{137}$$Csの自然状態の通気層中における移動法を評価するため、未撹乱状態で採取した茨城県東海村および青森県六ヶ所村の通気層土壌試料を用いた大規模室内核種移行試験(STEM)の結果から、土壌微細粒子に吸着して土壌中を移動する$$^{137}$$Csの量を逆解析により求めた。同様に土壌微細粒子に吸着した$$^{137}$$Csの土壌一間隙水間における濾過定数も逆解析により求めた。土壌微細粒子の移動とともに移動した$$^{137}$$Cs量は、流入$$^{137}$$Cs量の0.15~6.5%であり、その量は土壌の粒径分布と固結の程度に依存することが分かった。濾過定数は土壌の平均粒径の減少に従って増大した。したがって、粒径が小さく、固結した土壌の場合、土壌微細粒子の移動とともに遠方まで移動する$$^{137}$$Csの量は少ないと考えられた。

論文

Radionuclide migration in the geosphere; A 1D advective and dispersive transport module for use in probabilistic system assessment codes

P.Prado*; 本間 俊充; A.Saltelli*

Radioact. Waste Manage. Nucl. Fuel Cycle, 16(1), p.49 - 68, 1991/00

放射性廃棄物処分の確率論的安全評価に用いるための新しい地層中核種移行計算コードを開発した。この計算コードの特徴は、確率論的評価に用いるため計算時間が比較的少なくて済み、簡便でしかもコード利用者にとって容易でコード自体が明瞭なところにある。本報では、このコードを確率論的安全評価用コードパッケージLISAに組み込み国際標準問題(PSAC)を用いてコードの検証を行なった結果も同時に記す。

論文

Migration behavior of radionuclides($$^{60}$$Co,$$^{85}$$Sr and $$^{137}$$Cs) in aerated sandy soil layer; Difference of migration behavior and desorption process for radionuclides

大塚 芳郎; 武部 愼一

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(8), p.750 - 755, 1990/08

通気層中における放射性核種($$^{60}$$Co、$$^{85}$$Srおよび$$^{137}$$Cs)の移動に関して、通気層土壌表面を汚染させた後、蒸留水を流下させることにより、流下流量の核種移動に対する影響を検討した。流下流量の影響は、$$^{85}$$Srの移動に対して顕著に現れ、他の2種類においては小さいものであった。土壌中における$$^{85}$$Srの汚染ピークは、蒸留水の流下流量に応じて下方に移動することが認められたが、$$^{60}$$Coでは、その移動量は小さく、$$^{137}$$Csでは、汚染ピークの移動は認められなかった。一方、流出液中においては、$$^{85}$$Srは検出されず、$$^{60}$$Coおよび$$^{137}$$Csは10$$^{-6}$$$$mu$$Ci/mlの濃度で検出され、汚染ピークの移動傾向とは異なり、移動機構の違いを反映しているものと考えられる。

論文

Kinetic study on migration of non-cationic species of $$^{60}$$Co through sandy soil layer

小川 弘道

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(5), p.530 - 535, 1989/05

非陽イオン形$$^{60}$$Coの移動挙動を明らかにするため、陽イオン交換樹脂によって陽イオン成分を除去した$$^{60}$$CoCl$$_{2}$$水溶液を砂層内に流入した。流出液中および砂層中における$$^{60}$$Co濃度から、砂層は流出液中の$$^{60}$$Co濃度を減少させる効果を有するとともに、非陽イオン形$$^{60}$$Coの移動に対して遅延効果を有することがわかった。また、非陽イオン形$$^{60}$$Coの移動は陽イオン形$$^{60}$$Coの移動と独立であった。非陽イオン形$$^{60}$$Coの砂層および間隙水間での反応は、可逆式dQ/dt=K$$_{1}$$C-K$$_{2}$$Qで記述可能であり、この反応式は非陽イオン形$$^{60}$$Coのパルス流入に関する移動予測についても適用可能であった。

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