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論文

The Highest potential transmissivities of fractures in fault zones; Reference values based on laboratory and in situ hydro-mechanical experimental data

石井 英一

Engineering Geology, 294, p.106369_1 - 106369_12, 2021/12

既存の水理力学連成モデルに基づくと、割れ目の透水量係数(T)は、割れ目のラフネス($$JRC$$$$_{rm 0}$$),初期開口幅($$E$$$$_{rm 0}$$),有効垂直応力、そして岩石の引張強度と関連付けることができ、$$E$$$$_{rm 0}$$はせん断膨張により増加し得る。先行研究により、国内外の6つのサイトのボーリング調査によりフローアノマリとして検出された断層帯中の割れ目のTが平均有効応力を岩石の引張強度で除した値(DI)と一様に相関することが示された。このTのDI依存性が同連成モデルに基づく割れ目の開閉現象で説明できれば、これらのTはあるDI条件下でせん断膨張により上昇し得るTの最大値を表すことになる。本研究はこの可能性を検証するため、上記の割れ目のTと岩石の引張強度、および想定される$$JRC$$$$_{rm 0}$$と有効垂直応力から割れ目の$$E$$$$_{rm 0}$$を推定した。そしてこの$$E$$$$_{rm 0}$$を基に、割れ目の有効垂直応力のみを変化させた場合のTの変化をシミュレートした。その結果、そのTの変化は上記のDI依存性をよく再現した。今回得られた結果は、断層帯の再活動や隆起を想定した場合、どの程度、断層の透水性が上昇し得るかを推定するのに役立つ。

論文

Numerical reproduction of dissolved U concentrations in a PO$$_{4}$$-treated column study of Hanford 300 area sediment using a simple ion exchange and immobile domain model

齋藤 龍郎; 佐藤 和彦; 山澤 弘実*

Journal of Environmental Radioactivity, 237, p.106708_1 - 106708_9, 2021/10

ハンフォード300エリアの堆積物を用いたリン酸処理カラム実験における溶存U濃度の数値再現に成功した。我々はダルシー速度を変動させた条件下での溶存U濃度推移曲線を、以下のパラメータの最適化によって、本研究の数値モデルにより再現することに成功した。(i)初期濃度を規定している流水に晒される土壌表面(流動領域)のウラン量と、深層土壌に分離された孤立領域の沈殿として残ったウラン量(ii)濃度の最終的な回復曲線に適合するための、流動領域と孤立領域間の混合比、及び(iii)シミュレートされた土壌表面($$Zp$$)でのUO$$_{2}$$$$^{2+}$$とH$$^{+}$$との交換反応の陽イオン交換容量(CEC$$_{Zp}$$)と平衡定数(k$$_{Zp}$$)、これらは過渡平衡濃度に適合し、バスタブ曲線の極小値を形成していた。

論文

Diffusion of tritiated water, $$^{137}$$Cs$$^{+}$$, and $$^{125}$$I$$^{-}$$ in compacted Ca-montmorillonite; Experimental and modeling approaches

深津 勇太; 四辻 健治*; 大窪 貴洋*; 舘 幸男

Applied Clay Science, 211, p.106176_1 - 106176_10, 2021/09

 被引用回数:0

Mechanistic understanding and predictive modeling of radionuclide diffusion in Na- and Ca-montmorillonite are essential to evaluate the long-term evolution of the bentonite barrier and their impact on radionuclide migration during geological disposal of radioactive wastes. Thus, the diffusion behavior of $$^{137}$$Cs$$^{+}$$, $$^{125}$$I$$^{-}$$, and tritiated water (HTO) in compacted Ca-montmorillonite was investigated as a function of porewater salinity and dry density via both experiments and models. The effective diffusion coefficient (De) followed in the order of $$^{137}$$Cs$$^{+}$$ $$>$$ HTO $$>$$ $$^{125}$$I$$^{-}$$. The De of $$^{137}$$Cs$$^{+}$$ decreased with increasing salinity, whereas the dependence of De of $$^{125}$$I$$^{-}$$ on salinity was uncertain. The cation excess and anion exclusion effects for Ca-montmorillonite were lower than those for Na-montmorillonite. The integrated sorption and diffusion (ISD) model, assuming the homogeneous pore structure and the electrical double layer (EDL) theory for 2:1 electrolyte (CaCl$$_{2}$$), could account for the observed trends for De in Ca-montmorillonite. The lower dependence of De on the porewater salinity in Ca-montmorillonite was caused by the reduction of the EDL thickness for divalent cations (Ca$$^{2+}$$) in comparison with that for monovalent cations (Na$$^{+}$$). The multipore model could improve the fit for De of $$^{125}$$I$$^{-}$$ at low salinity due to the reduction of interlayer pore volumes and anion exclusion effect, however, the disparity at higher densities was considerably larger. From these results, cation diffusion for compacted Ca-montmorillonite could be mainly explained by the electrostatic interactions in the homogeneous pore model; in contrast, anion diffusion was sensitive to both electrostatic interactions and heterogeneous pore structures. The proposed ISD model is an effective tool to evaluate the radionuclide diffusion and sorption behavior in both compacted Ca-montmorillonite and Na-montmorillonite.

論文

$$^{129}$$I/$$^{127}$$I and $$Delta$$$$^{14}$$C records in a modern coral from Rowley Shoals off northwestern Australia reflect the 20th-century human nuclear activities and ocean/atmosphere circulations

三ツ口 丈裕; 岡部 宣章*; 横山 祐典*; 米田 穣*; 柴田 康行*; 藤田 奈津子; 渡邊 隆広; 國分 陽子

Journal of Environmental Radioactivity, 235-236, p.106593_1 - 106593_10, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)

深部流体の識別指標に資するためのヨウ素129($$^{129}$$I)測定技術開発を目的として、北西オーストラリア産の現生サンゴ骨格年輪(西暦1931年-1991年)のヨウ素129濃度($$^{129}$$I/$$^{127}$$I)及び炭素14濃度($$Delta$$$$^{14}$$C)を測定した。$$^{129}$$I/$$^{127}$$Iは東濃地科学センター加速器質量分析装置(JAEA-AMS-TONO-5MV)を用い、$$Delta$$$$^{14}$$Cは東京大学の加速器質量分析装置を用いて測定した。その結果、$$^{129}$$I/$$^{127}$$Iと$$Delta$$$$^{14}$$Cの両方で1950年代から明瞭な上昇が見られた。$$Delta$$$$^{14}$$Cの上昇は大気圏核実験によるものであり、$$^{129}$$I/$$^{127}$$Iの上昇は大気圏核実験及び核燃料再処理によるものである。以上の結果は先行研究と良く一致していることから、JAEA-AMS-TONO-5MVによる$$^{129}$$I/$$^{127}$$I測定が更に拡張されたといえる。

報告書

東濃地科学センターにおける火山ガラスの化学組成分析手法 -EPMAを用いた主要元素分析及びLA-ICP-MSによる微量元素分析-

鏡味 沙耶; 横山 立憲; 梅田 浩司*

JAEA-Testing 2021-001, 49 Pages, 2021/08

JAEA-Testing-2021-001.pdf:3.86MB

高レベル放射性廃棄物やTRU 廃棄物の地層処分において長期的な安全性を確保するために、地質環境の長期安定性を評価し、地質変動の将来予測をすることは重要である。特に、第四紀(約260万年前$$sim$$)の地質イベントに対して年代を把握することは必要不可欠であり、その手法として放射年代測定が用いられることが多い。しかし、放射年代測定に供する地質試料が得られない場合もあり、それを補完する方法として、火山砕屑物(テフラ)を年代指標とした編年技術(テフロクロノロジー)が用いられることがある。テフロクロノロジーは、火山活動が活発な日本列島において特に有効な技術である。テフロクロノロジーでは、テフラの特徴を把握することが重要であり、その構成鉱物種や火山ガラスの形状、主要・微量元素の化学組成を得ることで起源(給源)の推定や広域に分布するテフラ同士の比較(対比)が可能となる。日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所では、テフロクロノロジーに必要な化学組成分析の技術整備を実施しており、電子プローブマイクロアナライザを用いた火山ガラスの主要元素化学組成の分析手法に加え、レーザーアブレーション装置を試料導入系として備えた誘導結合プラズマ質量分析装置を用いた微量元素化学組成の分析手法を整備した。本稿では、その前処理及び測定手法について報告する。

報告書

地質環境の長期安定性に関する研究 年度計画書(令和3年度)

石丸 恒存; 國分 陽子; 島田 耕史; 島田 顕臣; 丹羽 正和; 渡邊 隆広; 末岡 茂; 横山 立憲; 藤田 奈津子; 小北 康弘; et al.

JAEA-Review 2021-012, 48 Pages, 2021/08

JAEA-Review-2021-012.pdf:1.64MB

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3期中長期目標期間(平成27年度$$sim$$令和3年度)における令和3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、「地質環境の長期安定性に関する研究」基本計画-第3期中長期計画に基づき、これまでの研究開発成果、関係研究機関の動向や大学等で行われている最新の研究成果、地層処分事業実施主体や規制機関のニーズ等を考慮した。研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に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。

報告書

幌延深地層研究計画における広域スケールを対象とした地質構造モデルの更新

酒井 利啓; 石井 英一

JAEA-Data/Code 2021-009, 13 Pages, 2021/08

JAEA-Data-Code-2021-009.pdf:1.9MB
JAEA-Data-Code-2021-009-appendix(CD-ROM).zip:42.79MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構では、高レベル放射性廃棄物の地層処分のための技術基盤の整備と、深部地質環境に関する科学的知見を得ることを目的として、堆積岩を対象とした幌延深地層研究計画を北海道幌延町において進めている。本計画において2018年度までに構築された広域スケールの三次元地質構造モデルとその数値データは、2019年にJAEA-Data/Code 2019-007として取りまとめられた。本報告書では、その後に得られた地下施設周辺の稚内層浅部に関する知見を加え、幌延深地層研究センターを含む約6km四方の領域に対して地質構造モデルを更新した。

論文

Development of modeling methodology for hydrogeological heterogeneity of the deep fractured granite in Japan

尾上 博則; 石橋 正祐紀*; 尾崎 裕介; 岩月 輝希

International Journal of Rock Mechanics and Mining Sciences, 144, p.104737_1 - 104737_14, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.04(Engineering, Geological)

本研究ではMIUの深度500mの坑道を事例として亀裂性岩盤のモデリングの方法論について検討した。その結果、割れ目のトレース長分布の再現性に基づいて、割れ目の地質学的パラメータだけでなく水理学的パラメータも推定することができる割れ目のモデル化手法を開発した。本モデル化手法を適用することで、岩盤が有する割れ目の統計的な特性を精度よく再現できるDiscrete Fracture Network (DFN)モデルを構築することが可能となった。また、割れ目の分布位置や透水性を調査データに基づき修正するコンディショニング手法を適用することで、特定の場所のローカルな割れ目特性の評価が可能であることを実証した。さらに、亀裂性岩盤の水理学的な不均質性をモデル化するために必要な原位置調査と調査データとの関係を明らかにするとともに、日本の地層処分事業に資する有益な知見として、DFNモデルを用いた地下施設建設段階の現場調査とモデリング,処分パネル設計の考え方を提案した。

論文

Petrology and mineralogy of an igneous clast in the Northwest Africa 1685 (LL4) chondrite; Comparison with alkali-rich igneous clasts in LL-chondritic breccias

新原 隆史*; 横山 立憲; 新井 朋子*; 三澤 啓司*

Meteoritics & Planetary Science, 56(8), p.1619 - 1625, 2021/08

 被引用回数:0

NWA 1685 (LL4)コンドライトの岩石鉱物学的研究をおこなった。既往研究では、NWA 1685にはYamato-74442 (LL4), Bhola (LL3-6), Kraehenberg (LL5)に認められるものと同様の岩片を含むと記載されていた。本研究では、NWA 1685に含まれる岩片について組織や鉱物及びマトリックスの化学組成をYamato-74442, Bhola, KraehenbergなどのLLコンドライトに含まれるアルカリに富む岩片と比較した。NWA 1685の岩片中のかんらん石は、ガラス質のマトリックスに存在し、ゾーニングは認められない。また、衝撃溶融による脈状組織や割れ目がかんらん石の内部のみで見つかり、ガラス質なマトリックスには伸びていないことが確認される。また、かんらん石の主要元素および微量元素組成は均質であった。ガラス質なマトリックスのカリウム存在度は、Yamato-74442, Bhola, Kraehenbergと比較して低く、NWA 1685に含まれる岩片はYamato-74442, Bhola, Kraehenbergなど角礫岩LLコンドライトに含まれる岩片と異なり、LLコンドライト母天体での衝撃溶融イベントの後に急冷して形成され角礫岩に取り込まれたと考えられる。

論文

ウラン廃棄物処分における人文・社会科学的検討の必要性

保田 浩志*; 麓 弘道*; 齋藤 龍郎

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(8), p.610 - 614, 2021/08

自然起源の放射性核種であるウラン及びその子孫核種によって汚染されたもの、いわゆる「ウラン廃棄物」の取扱いについては、近年原子力規制委員会等において自然科学や安全工学等の知見に基づき集中的な審議が行われ、令和3(2021)年3月現在、一定の方針が示されている。一方、筆者らは、将来世代に相当の負担をもたらし得るウラン廃棄物の処分にあたっては、これまで行われてきたような理工学的視点の検討だけでなく、人文・社会科学的視点からの考察が必要であると考え、関連する分野の専門家を交えた議論を進めてきた。本報では、そうした考えをもたらした背景や今後予定している議論の方向性等について紹介する。

報告書

浅地中処分のためのJPDR生体遮蔽コンクリートの放射能評価手法の検討

河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MB
JAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB

原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。

報告書

幌延深地層研究計画; 令和3年度調査研究計画

中山 雅

JAEA-Review 2021-009, 54 Pages, 2021/07

JAEA-Review-2021-009.pdf:5.02MB

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ものである。令和3年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した研究課題である、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ついて、引き続き調査研究を行う。令和3年度に実施する主な調査研究は以下の通りである。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」については、人工バリア性能確認試験において発熱の影響を無くした条件での試験に移行するとともに、人工バリアの試験体を取り出すための試験施工の解体調査を実施する。「処分概念オプションの実証」については、搬送定置・回収技術の実証として、地下環境におけるコンクリートの劣化に関する試験、分析を継続する。閉鎖技術の実証として、坑道及び周辺岩盤の長期変遷が安全評価に有意な影響を及ぼす条件の詳細化を図るとともに、プラグの施工性や性能確認のための工学規模試験や埋め戻し材と緩衝材との相互作用を検討するための室内試験等を継続する。「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」については、水圧擾乱試験の結果の解析を行うとともに、稚内層中の断層/割れ目の水理的不連結性に関する検討を継続する。地下水の流れが非常に遅い領域(以下、化石海水領域)を調査・評価する技術の高度化として、化石海水領域の三次元分布を確認するためのボーリング調査を実施する。

報告書

再処理施設品質保証システムに係る改善の取組み(業務報告); 廃止措置段階への移行、ISO認証取止めから新検査制度対応準備まで(平成24年度から令和元年度までの主な改善の実績)

芳中 一行; 清水 和幸; 杉山 孝行

JAEA-Review 2021-008, 112 Pages, 2021/07

JAEA-Review-2021-008.pdf:5.99MB

2012年(平成24年)から2019年(令和元年)度にかけて、新規制基準の施行への対応、ISO9001の認証返上の対応などを通じ、それまで運用してきた品質保証システムを段階的に大きく見直した。品質保証システムの見直しにあたっては関連する基準・規格への要求事項を満足させることはもちろんのことであるが、それまでの運用状況を踏まえつつ、保安活動をどのようにしていくのが良いのか検討したうえで改善を図ることが重要である。本報告では、新規制基準への適合や、主に原子力発電所における安全確保を対象とした品質保証規程(JEAC4111)を再処理施設に適用する際の考え方(システム見直しの際の解釈)、見直しの背景、各見直しにあたって検討してきた事項等を業務報告としてまとめた。合わせて、今後の品質保証活動に際して留意すべき事項を整理した。留意すべき主な事項として、業務プロセスの確立にあたって他部署との関係及び責任の分岐点を明確にするとともにフロー図などを用いて各プロセスの順序と相互関係を明確にすること、意思決定プロセスに係る管理(インプット情報、判断基準(根拠)など)が重要になること、プロセスの監視・測定おいてはスケジュールの観点のみでなく「施設・設備の状況」、「法令要求等の遵守状況」、「プロセス改善(修正)の必要性」の観点が必要であること、文書化においては既存のシステムと整合させ上位文書との関連付けを明確にしておく必要があることを挙げている。

報告書

「深地層の研究施設計画に関する報告会2020」資料集

清水 麻由子; 天野 健治; 水野 崇; 濱 克宏

JAEA-Review 2021-004, 92 Pages, 2021/07

JAEA-Review-2021-004.pdf:10.33MB

日本原子力研究開発機構においては、「地層処分技術に関する研究開発」を実施している。このうち、超深地層研究所計画(岐阜県瑞浪市)ならびに幌延深地層研究計画(北海道幌延町)について、平成27年度から令和元年度までに重点的に取り組んできた研究開発テーマ(必須の課題)に関する成果と令和2年度以降の計画を広く発信し、研究計画の更なる充実を図るため、「深地層の研究施設計画に関する報告会2020」を令和2年12月1日にYouTubeライブ配信によりオンライン開催した。本報告書は、この「深地層の研究施設計画に関する報告会2020」の開催結果の概要および報告資料を取りまとめたものである。

論文

Mass transfer associated with chloritization in the hydrothermal alteration process of granitic pluton

湯口 貴史*; 松木 貴伸*; 五十公野 裕也*; 笹尾 英嗣; 西山 忠男*

American Mineralogist, 106(7), p.1128 - 1142, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.04(Geochemistry & Geophysics)

花崗岩体で生じる熱水変質では、普遍的に緑泥石化、斜長石の変質、炭酸塩鉱物の晶出が生じる。本研究では、中部日本に分布する土岐花崗岩体を対象として、ホルンブレンドの緑泥石化、カリ長石の緑泥石化、脈状緑泥石の生成をもたらす熱水-鉱物間の元素移動について論じた。既往研究ならびに本研究の統合的な知見により、熱水変質に伴う岩体内の元素移動を包括的に捉えることが可能になった。本研究では、緑泥石化に伴い微小空隙が生じることを見出した。この知見と反応物と生成物の化学組成から、反応式を構築し、約180$$sim$$350$$^{circ}$$Cの温度範囲で生じる熱水流体中の元素移動について論じた。

論文

The Impact of cement on argillaceous rocks in radioactive waste disposal systems; A Review focusing on key processes and remaining issues

Wilson, J.*; Bateman, K.; 舘 幸男

Applied Geochemistry, 130, p.104979_1 - 104979_19, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.72(Geochemistry & Geophysics)

地層処分概念では、セメント系材料の様々な目的での使用が想定されている。粘土質岩が対象母岩である場合、高アルカリ条件のセメント間隙水が、粘土質岩中の主要鉱物を不安定化させ、セメントと岩石の境界部に変質領域を生じさせる。文献のレビューにより、実験研究、アナログ研究及びモデル化研究から得られるプロセスの理解の現状と、残された課題が抽出された。セメントと粘土質岩の相互作用で生じる鉱物の変遷プロセスについて理解が進んでいるものの、今後の課題として、処分環境に近い温度条件でのセメントと粘土質岩の変遷プロセス、二次鉱物生成の反応速度、二次鉱物生成に伴う間隙閉塞、変質が放射性核種の移行に及ぼす影響などが特定された。

論文

東海再処理施設ガラス固化処理施設の分析セルに係る設備・機器の保全技術の構築

青谷 樹里; 宮田 克彦*; 寺門 章仁*; 小堤 洋治*; 黒澤 太輝*; 砂庭 崇敦*; 大山 勇登*; 稲田 聡

日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.507 - 512, 2021/07

東海再処理施設ガラス固化処理施設の分析セルでは、ガラス固化処理の運転管理及びガラス固化体の品質管理のため、高放射性廃液の分析を実施している。分析セルには、遠隔操作のためのマスタースレーブマニプレータ、視認性確保のための照明器具、全酸化物量の分析に使用する電子天秤、元素分析に使用する誘導結合プラズマ発光分光分析装置が設置されている。ガラス固化処理においては、高放射性廃液の分析が必須であるため、これらの設備、機器は、常時、健全性を担保しておく必要がある。われわれは、約20年に渡る設備、機器の運用経験で得た知見を踏まえ、汚染、被ばく、負傷リスクを低減し、作業労力,時間,コストを最適化した自主保全技術を構築した。

論文

東海再処理施設における津波による漂流物の影響評価

西野 紗樹; 坪井 雅俊; 岡田 純平; 三枝 祐; 大森 一樹; 安尾 清志; 瀬下 和芳; 堂村 和幸; 山本 昌彦

日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.541 - 548, 2021/07

廃止措置を進めている東海再処理施設では、安全上リスクが高い高放射性廃液を取扱う高放射性廃液貯蔵場(HAW)及びガラス固化技術開発施設(TVF)の地震・津波等に対する安全対策を最優先で進めている。本発表では、複数の安全対策のうち、津波防護対策について、東海再処理施設に津波が襲来した際に漂流物化する可能性のある建物・設備等を調査後、津波の流況及び漂流物の軌跡解析結果から、両施設への漂流物の到達の有無を評価した。

論文

Evaluation report of Task 9B based on comparisons and analyses of modelling results for the $"A$sp$"o$ HRL LTDE-SD experiments

Soler, J. M.*; Meng, S.*; Moreno, L.*; Neretnieks, I.*; Liu, L.*; Kek$"a$l$"a$inen, P.*; Hokr, M.*; $v{R}$$'i$ha, J.*; Vete$v{s}$n$'i$k, A.*; Reimitz, D.*; et al.

SKB TR-20-17, 71 Pages, 2021/07

亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関するSKBタスクフォースにおけるTask 9Bは、スウェーデンのエスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)の試験結果のモデル化に焦点をあてたものである。10のモデリングチームによって、異なるモデル概念やコードを用いたモデル化が実施された。モデル化のアプローチは、(1)拡散方程式の解析解、(2)連続多孔質媒体中の数値計算モデル、(3)微細な不均質性(鉱物粒界,微細亀裂の分布等)を考慮した微細構造モデルの大きく3種に分類できる。異なるチームによるモデル化結果から、岩石や亀裂の表面の擾乱影響を含む岩石特性の不均質な分布、微細な亀裂の効果など、様々な異なるモデル概念の比較・評価がなされた。

報告書

様々な施設設計条件におけるコンクリートピット施設からの浸出水量の算出

長尾 理那; 滑川 麻紀*; 戸塚 真義*; 仲田 久和; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-009, 139 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-009.pdf:13.96MB

日本原子力研究開発機構は、低レベル放射性廃棄物のうち研究施設等廃棄物の埋設処分事業の実施主体となっている。低レベル放射性廃棄物を処分する方法としてコンクリートピット処分を検討している。コンクリートピット施設は、地下水位より深い場所に設計するため、地下水の流れとともに放射性核種が移行すると可能性があると考えられている。そのため、コンクリートピット処分施設の安全性を説明するために、地下水の流れやコンクリートピット施設からの浸出水量を調べる必要がある。そこで、本報告書では、有限要素法による二次元地下水流動解析コード(MIG2DF)を用いて、充填覆土の透水係数やベントナイト混合土の設計等の施設の設計条件を変えた感度解析を実施し、コンクリートピット施設からの浸出水量を算出した。また、長期にわたる管理期間中に発生の可能性があるベントナイト混合土の劣化について考慮した評価も行うこととした。解析の結果、ベントナイト混合土が健全な場合、側部覆土の透水係数を低くすることにより浸出水量が減少していた。このことから、側部覆土の透水係数を低くすることによる浸出水量の低減が可能であることが示唆された。しかし、コンクリートピット施設の上部のベントナイト混合土に劣化が生じた場合、側部覆土の透水性を低くしても、浸出水量の大幅な低減は見られなかった。そのため、コンクリートピット施設の上部のベントナイト混合土に劣化が生じる可能性を考慮し、側部覆土のみではなく、コンクリートピット施設の上部の覆土についても透水性の低い覆土を充填することを検討する必要があると考えられる。

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