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大野 宏和; 石井 英一; 武田 匡樹
Geoenergy (Internet), 2(1), p.geoenergy2023-047_1 - geoenergy2023-047_10, 2024/12
Faults in some deep mudstones have poor hydraulic connectivity owing to high normal stress on the fault planes. Designing a method for modeling solute transport pathways in such faults/fractures using available data is a critical issue vis-a-vis the safety assessment of radioactive waste disposal. In this study, faults in deep siliceous mudstones with low swelling capacity are investigated using cross-hole hydraulic and tracer tests between two boreholes. These results indicate that transport pathways in faults with low hydraulic connectivity can be modeled using a highly tortuous 1D pipe flow path.
= 0.01-600
C, 
= 1-3000 bars, 
= 0.35-1.1 g cm
, and 
= 0
Walker, C. S.*; Arthur, R. C.*; 安楽 総太郎; 笹本 広; 三原 守弘
Applied Geochemistry, 175, p.106086_1 - 106086_17, 2024/11
水和した単量体シリカ(Si(OH)
(aq), SiO(OH)
及びSiO
(OH)
)及び脱水状態を想定した単量体シリカ(SiO(aq), HSiO及びSiO)化学種の状態パラメータに関わる修正Helgeson-Kirkham-Flowers式(r-H-K-F EoS)と熱力学特性は、シリカを含む全ての構成物の生成及び分解反応におけるpH、組成、温度及び圧力依存性を表すために幅広く用いられている。そのため、水和及び脱水状態の単量体シリカ化学種の生成反応に関わる平衡定数の実験値を文献から収集し、イオン相互作用理論に基づきイオン強度0へ外挿し、熱力学特性及びr-H-K-F EoSパラメータを導出した。同一の研究で全ての生成反応を考慮することで、単量体シリカ化学種の熱力学特性及びr-H-K-F EoSパラメータが見直され、これにより、温度=0.01-100C、圧力=1-3000 bars,水の密度=0.35-1.1 g cmの条件において、十分に合致するようになった。これらの温度・圧力は、放射性廃棄物の地層処分が想定される深さ1km程度までの温度(0.01-100C)及び圧力(1-270 bars)を包括している。
Bartz, M.*; King, G. E.*; Bernard, M.*; Herman, F.*; Wen, X.*; 末岡 茂; 塚本 すみ子*; Braun, J.*; 田上 高広*
Earth and Planetary Science Letters, 644, p.118830_1 - 118830_11, 2024/10
The impact of climate on mountain relief is unknown, mainly due to the difficulties of measuring surface processes at the timescale of glacial-interglacial cycles. An appropriate setting for studying mountain erosion in response to Quaternary climate change is found in the Tateyama mountains in the Hida mountain range (northern Japanese Alps) due to distinct geomorphological features of glacial, periglacial, and fluvial processes. The Japanese Alps uplifted within the past ca 1-3 Myr and experienced multiple glaciations during the late Quaternary. We use ultra-low temperature thermochronometers based on the luminescence of feldspar minerals and the electron spin resonance (ESR) of quartz minerals, in combination with inverse modelling to derive rock cooling rates and exhumation rate histories at 10
-10
year timescales from 19 rock samples from three transects in the Tateyama region. While luminescence signals have already reached their upper dating limit, ESR signals (Al and Ti centres) yielded ESR ages of ca 0.3-1.1 Ma, implying surface processes active in the Pleistocene. Based on a negative age-elevation relationship, local relief reduction at a cirque-basin scale is identified over the past 1 Myr, whereas a positive age distribution with elevation for samples close to the mountain top does not follow this trend. Inverse modelling reveals rock cooling rates on the order of 30-80 deg. C/Ma, with slightly faster cooling for cirque-floor samples, which equate with erosion rates of 0.5-1 mm/yr that exceed rates from periglacial and fluvial processes in the same locality. Thus, our data suggest that Quaternary climate change coupled with distinct surface processes modified the slopes of the Tateyama mountains leading to a localised decrease in relief over the second half of the Quaternary, whilst the mountain peaks were unaffected by the relief reduction.
吉田 尚生; 大野 卓也; 天野 祐希; 吉田 涼一朗; 阿部 仁; 山根 祐一
Nuclear Technology, 210(10), p.1999 - 2007, 2024/10
高レベル廃液(HLLW)の冷却システムの不具合とその対策の失敗は、HLLWの「蒸発乾固事故」につながる可能性がある。蒸発乾固事故では、ルテニウム(Ru)は気体状Ruを形成することにより、HLLW中の他の元素よりも初期量に対して大きな割合で放出される可能性がある。放出されうる気体状Ruの化学形態を特定することは、粒子形成、液相へのガス吸収、移行経路上への沈着など、本事故におけるRuのソースターム評価に影響を及ぼす事象を包括的に理解する上で重要である。本研究では、HLLW模擬物質の加熱中に発生したオフガスをUV/Vis分光分析し、スペクトル内の既知成分(四酸化ルテニウムRuO)、二酸化窒素、硝酸)の分離と、定量化を可能にするプログラムを用いて、発生したオフガス内の気体状Ruの組成分析を試みた。放出Ruの総量と分光分析で得たRuO放出量を比較した結果、RuOがオフガス中の気体状Ruの主成分であることが分かった。
丹羽 正和; 島田 顕臣; 浅森 浩一; 末岡 茂; 小松 哲也; 中嶋 徹; 小形 学; 内田 真緒; 西山 成哲; 田中 桐葉; et al.
JAEA-Review 2024-035, 29 Pages, 2024/09
JAEA-Review-2024-035.pdf:1.24MB
本計画書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度
令和10年度)における令和6年度の研究開発計画を取りまとめた。本計画の策定にあたっては、これまでの研究開発成果や大学等で行われている最新の研究成果に加え、地層処分事業実施主体や規制機関等の動向を考慮した。研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進する。
中山 雅
JAEA-Review 2024-033, 64 Pages, 2024/09
JAEA-Review-2024-033.pdf:5.15MB
幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているプロジェクトである。令和6年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」、「処分概念オプションの実証」および「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」について、引き続き調査研究を行う。令和6年度に実施する主な調査研究は以下のとおりである。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験のデータ取得を継続するとともに、解体試験計画の具体化や解析課題などに取り組む。また、物質移行試験について、掘削損傷領域を対象とした試験および有機物・微生物・コロイドの影響について取りまとめ、評価手法を整備する。さらに、ブロックスケールを対象とした物質移行について、稚内層深部を事例とした評価手法を取りまとめる。「処分概念オプションの実証」では、閉鎖技術の実証として、坑道掘削・閉鎖後の地質環境変化に関する調査試験結果などの整理・取りまとめを行うとともに、坑道内から掘削されたボーリング孔の閉塞技術の適用性や技術的な課題について取りまとめる。坑道スケールピットスケールでの調査・設計・評価技術の体系化について、調査・評価手法の整理や解析などを進める。また、高温度(100C以上)等の限界的条件下での人工バリア性能確認試験では、令和5年度に開始した原位置試験を継続し、ひと組の試験体を解体して100Cを超える熱履歴を経た緩衝材の特性を確認する。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、地殻変動が地層の透水性に与える影響、ダクティリティインデックスを用いた透水性の評価手法・隆起侵食の影響の評価手法および水圧擾乱試験による断層の活動性(力学的な安定性)評価手法について取りまとめる。地下施設の建設・維持管理では、令和5年度に引き続き東立坑と換気立坑の掘削を行うとともに、湧水対策を実施した後に西立坑および500m調査坑道の掘削を開始する。国内外の資金や人材の活用に関する取り組みとして、幌延国際共同プロジェクトにて「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」および「処分概念オプションの実証」に関わる3つのタスクについて調査研究を継続する。
岩村 桐子; 仲田 久和; 前川 恵輔; 坂井 章浩; 坂本 義昭
JAEA-Review 2024-032, 39 Pages, 2024/09
JAEA-Review-2024-032.pdf:6.5MB
日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、平成20年に改正した原子力機構法により、研究施設等から発生する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位置づけられた後、原子力機構法に基づいて平成21年に「埋設処分業務の実施に関する計画」(実施計画)を定めた。実施計画では、原子力機構及び原子力機構外の廃棄体等物量の調査結果に基づき、埋設施設の規模としては200Lドラム缶換算で約60万本と定め、平成24年に埋設施設の概念設計の検討結果を「研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計」に取りまとめた。一方、原子力機構は、平成30年にバックエンド対策にかかる長期的な見通しと方針として「バックエンドロードマップ」を公表したが、このバックエンドロードマップにおいては、原子力機構から発生する廃棄体等物量も整理し公表した。これに伴い、原子力機構外の廃棄物発生者からの廃棄体等物量の再調査を行った結果、埋設施設規模を200Lドラム缶換算で60万本から75万本とし、実施計画の変更認可を得た。この際、施設規模の拡大に伴う埋設施設の設計を見直した。本報告書は、平成24年の概念設計からの前提条件及び埋設施設の設計を更新した結果を取りまとめたものである。
杉浦 佑樹; 石寺 孝充; 青柳 登; Mei, H.; 斉藤 拓巳*; 舘 幸男
Applied Clay Science, 258, p.107476_1 - 107476_10, 2024/09
This study performed batch sorption experiments using Eu and Sm as chemical analogs of trivalent actinides to evaluate their sorption behavior onto illite in the presence of dissolved inorganic carbon (DIC). The results were analyzed using a thermodynamic sorption model (TSM), which predicted that Eu/Sm forms ternary-surface complexes with carbonate ions. Time-resolved laser fluorescence spectroscopy (TRLFS) measurements were performed to gather information on the chemical forms of sorbed Eu on illite. Parallel factor analysis (PARAFAC) of the TRLFS data indicated the presence of two Eu chemical species. The pH dependence of the chemical species was consistent with that of the surface species predicted by TSM. The dominant chemical species in the presence of carbonate was inferred to be coordinating carbonate ions based on the fluorescence lifetime, supporting the validity of the TSM.
荒井 陽一; 渡部 創; 渡部 雅之; 新井 剛*; 勝木 健太*; 吾郷 友宏*; 藤川 寿治*; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 保科 宏行*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 554, p.165448_1 - 165448_10, 2024/09
Radioactive aqueous and organic liquid wastes contaminated by U and radioactive materials have been generated through solvent extraction experiments on nuclear fuel materials. Although incineration and denitrification / conversion processes are promising for treatment of such liquid wastes, installation of large equipment is essential. Treatment of liquid wastes generated from the reprocessing experiments is one of important tasks of Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning (STRAD) project, and the recovery technologies of nuclear materials from the spent solvent has been developed. However, recovery of trace amounts of nuclear fuel material from aqueous solutions with wide pH range is still a challenging task. In our previous study, the porous silica particles with a high specific surface area bearing the iminodiacetic acid (IDA) functional group were revealed to be applicable to recover cations. Although the IDA group introduced adsorbents showed an excellent adsorption reaction from the aqueous solution, further improvement related to the adsorption amount is indispensable for application to the radioactive liquid treatment. In this study, fluorous ligands with IDA group were newly synthesized, and its complexation behavior with cations was investigated in order to understand the adsorption mechanism.
伊藤 真司*; 清水 浩之*; 大野 進太郎*; 高山 裕介
土木学会論文集(インターネット), 80(8), p.24-00030_1 - 24-00030_18, 2024/08
放射性廃棄物の地層処分施設の設計検討では、建設・操業段階から閉鎖後長期にわたって生じ得る現象を考慮した力学挙動評価が求められる。このような背景のもと、長期力学解析コードMACBECEの開発を進めている。本研究では、廃棄体の発熱や地下水による再冠水などの過渡的な現象を考慮できるように、不飽和土の弾塑性構成モデルや、熱伝導/浸透流解析との連携機能を導入することで、過渡期から長期まで一貫して評価できる解析コードを構築した。そして、幌延深地層研究センターにおける原位置試験の再現解析を実施し、計測データとの比較・分析により妥当性を確認した。その結果、二次元解析の制約による乖離が一部みられるものの、機能拡張した解析コードは計測データを良好に再現できることがわかった。
武井 早憲
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(8), p.1075 - 1088, 2024/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.05(Nuclear Science & Technology)陽子線形加速器では、機器の故障、高周波による放電などにより、陽子ビームが不意に供給できないことが知られている。このビームトリップ事象はランダムに発生しているのだろうか?従来、ビームトリップ事象はランダムに発生していると暗黙的に仮定していた。今回、加速器駆動核変換システムにおける超伝導線型加速器で生じるビームトリップ頻度を推測するため、J-PARCリニアックにおけるビームトリップ事象がランダムに発生しているかどうかを検討した。すなわち、まずJ-PARCリニアックを5つのサブシステムに分類した。そして、信頼性工学の一つの方法であるカプラン・マイヤー推定法を用いて、各サブシステムにおける運転時間の信頼度関数を求めた。この信頼度関数より、ビームトリップ事象のランダムさを調べた。5つのサブシステムにおける5年間の運転データを解析したところ、いくつかのサブシステムではビームトリップ事象がランダムに発生していることを示していた。しかし、陽子リニアックの主要なサブシステムであるイオン源と加速空洞を含む、多くのサブシステムでビームトリップ事象がランダムに発生していなかった。
吉田 圭佑; 加藤 慎吾; 奥山 慎一; 石森 有; 井上 睦夫*
Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences (Internet), 24, p.1 - 12, 2024/08
The factors causing the temporal variation of 
Be deposition in the Hokuriku region (the Sea of Japan side of central Honshu, the main island of Japan) during winter (November to February) were examined using monthly samples of Be deposition conducted over 30 years, spanning from 1991 to 2021. The predominant factors on Be deposition at a Hokuriku region site were as follows: 1) the amount of Be generated by cosmic rays, 2) the volume of air transported from the Arctic, and 3) the amount of precipitation at the observation site. The contribution of each of these factors fluctuated depending on the sampling period. The temporal variations in Be deposition during the first half of the sampling period (1991-2005) were primarily driven by cosmic rays. In contrast, during the latter half of the period (2006-2021), meteorological factors, particularly snowfall, emerged as significant contributors. This shift in influence was attributed to the effects of climate change in the Hokuriku region.
浅田 直輝; 佐々木 俊一; 良知 玲生奈; 小森 剛史; 鈴木 久規; 竹内 謙二; 内田 直樹
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, p.5 - 8, 2024/08
廃止措置段階にある東海再処理施設において、放射性物質の漏えい及び拡散により周辺環境に影響を及ぼすリスクが集中している高放射性廃液貯蔵場(HAW)、ガラス固化技術開発施設(TVF)について、地震及び津波から守るため安全対策を最優先で講じる必要がある。また、両施設の重要な安全機能(閉じ込め機能及び崩壊熱除去機能)を維持するため、事故対処設備を用いて必要な電力やユーティリティを確保する保管場所及びアクセスルートを設置する必要がある。このため、安全対策の一環として自然災害時にも安全機能を維持するための事故対処設備の保管場所の地盤について、廃止措置計画に基づき地震及び津波に耐えられるよう中層混合処理工とセメント改良土による地盤改良を行うことにより耐震性、耐津波性を向上させた。
横内 優; 佐々木 俊一; 柳橋 太; 浅田 直輝; 小森 剛史; 藤枝 定男; 鈴木 久規; 竹内 謙二; 内田 直樹
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, p.1 - 4, 2024/08
廃止措置段階に移行している東海再処理施設では、使用済核燃料の再処理で発生した大量の高放射性廃液(HLLW)を高放射性廃液貯蔵場(HAW)に保管している。HLLWはガラス固化が完了するまで放射性物質のリスクがHAWに集中しており、地震などの自然災害によりHAWの冷却機能が損なわれる恐れがあるため、HAW及び配管トレンチ周辺地盤をコンクリートで置換し、耐震性を向上させる必要がある。本工事は、2020年7月から始まり、2024年3月に完了した。本報告書は、工事の概要と工事後の点検結果について述べる。
香田 有哉; 中村 保之; 井口 幸弘*; 柳原 敏*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 10 Pages, 2024/08
ふげんは、2008年に廃炉計画の認可を受けてから廃止措置を進めており、現在は第2段階である原子炉周辺機器の解体に入っている。廃止措置では、工程、廃棄物、安全、コスト等を最適化するプロジェクトマネジメントが重要である。日本では今後、原子力施設の廃止措置が本格化することが予想されるが、これまでの「ふげん」の廃止措置で得られた知見やプロジェクトマネジメントのデータは、計画立案に役立つと思われる。これまでに主要なタービン設備および原子炉周辺機器の解体撤去を大まか完了していることから、実績データを整理・分析し、単位作業係数(単位重量あたりに必要な作業工数(人/時間/トン))として算出した結果について報告する。
根本 勉
JAEA-Technology 2024-004, 203 Pages, 2024/07
JAEA-Technology-2024-004.pdf:12.53MB
JRR-4は、濃縮ウラン軽水減速冷却スイミングプール型の熱出力3,500kWの研究用原子炉である。昭和40年1月に臨界となり、特性試験を経て昭和41年4月からは、原子力第一船の遮蔽モックアップ実験を開始している。その後、昭和49年1月から熱出力2,500kWの共同利用運転が開始され、昭和51年10月には熱出力3,500kWに出力上昇し、以来34年にわたり原子力用燃料・材料の照射試験、RIの生産、中性子ビームを利用した中性子回折実験、医療照射(BNCT)等原子力の研究・開発の広範な分野に利用されてきた。この間、種々のトラブルが発生したが、その都度、その当時の最新技術を駆使し、関係者の努力により一つ一つ解決してきた。その結果、このような長期にわたる安定運転が可能となったものである。JRR-4は、平成25年9月26日に策定した「原子力機構改革計画」に基づく事業合理化の一環として、廃止措置計画認可申請を行い廃止措置へと移行した。本報告は、JRR-4における40年以上にわたる運転管理、保守整備・改造及び利用について、それぞれの成果を集大成したものである。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2024-004, 124 Pages, 2024/07
JAEA-Review-2024-004.pdf:3.39MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2022年度(2022年4月1日から2023年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2022年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約262m
、不燃性固体廃棄物が約113m、液体廃棄物が約203m(希釈処理約72mを含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算527本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2022年度末の累積保管体数は2021年度から3,902本減の122,925本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟において、機器の撤去等を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。
櫻井 彰孝; 青柳 和平; 村上 裕晃; 田村 友識; 藤枝 大吾; 戸賀瀬 和輝
JAEA-Data/Code 2024-005, 48 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-005.pdf:6.54MB
JAEA-Data-Code-2024-005-appendix(DVD-ROM).zip:1029.9MB
幌延深地層研究センターでは、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示された研究課題である、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」、「処分概念オプションの実証」、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」に取り組んでいる。さらに、深度500mまで坑道を展開してこれらの研究課題に取り組むこととしている。2023年度以降は掘削工事を再開し、350m調査坑道の拡張工事として、3本の試験坑道(試験坑道6、7、東立坑側第1ボーリング横坑)を掘削するとともに、深度500mに向けた東立坑、西立坑、換気立坑の掘削や、500m調査坑道の掘削が実施される。本データ集は、現在掘削している切羽や後続施工箇所の設計・施工にフィードバックする情報化施工プログラムを実施していくための基礎データとすること、地下施設建設時に取得した調査・計測データの共有化ならびに散逸防止を図ることを目的として、350m調査坑道の拡張に伴う掘削時の調査・計測結果を取りまとめたものである。
木名瀨 暁理; 後藤 勝則*; 青野 竜士; 今田 未来; 佐藤 義行; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2024-004, 60 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-004.pdf:2.05MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3から発生した放射性廃棄物及び保管廃棄施設・Lに保管されている圧縮体より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和4年度に取得した20核種(H、
C、
Cl、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Tc、
Ag、
I、
Cs、
Eu、
Eu、
U、
U、Pu、
Pu、
Pu、
Am、
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
勝岡 菜々子; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 永井 崇之; 岡本 芳浩; 佐藤 修彰*
2023年度「物質・デバイス領域共同研究拠点」研究成果・活動報告書(インターネット), 1 Pages, 2024/07
ガラス原料へウラン(U)化合物を添加し、雰囲気を変えてU含有ガラスを作製した。作製条件でガラス色調が変化し、色斑を呈するガラスも見られたことから、この色斑の原因をX線透過画像により観察した。
