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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.

報告書

堆積岩類及びセメント系材料に対する収着・拡散データの調査・評価(NUMO-JAEA共同研究報告書; 2016-2017年度)(共同研究)

浜本 貴史*; 松原 竜太*; 澁谷 早苗*; 陶山 忠宏*; 舘 幸男

JAEA-Data/Code 2017-014, 31 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2017-014.pdf:2.1MB
JAEA-Data-Code-2017-014-appendix(CD-ROM).zip:0.61MB

現在、原子力発電環境整備機構(NUMO)と原子力機構(JAEA)の双方で、地層処分の安全評価手法の開発を進めている。これら安全評価に資するため、国内外の最新の知見を踏まえたパラメータ設定手法の構築を、NUMOとJAEAで共同研究として実施している。本報では、この共同研究の一環として実施した、収着・拡散データベースの拡充のための国内外の最新の収着・拡散データの調査と信頼度評価の結果を報告する。今回の調査では、堆積岩とセメント系材料を中心に調査と信頼度評価を行い、収着データとしては、文献数19件、データ数1、746件、拡散データとしては、文献数25件、データ数593件分について、収着・拡散データベースの中で利用可能な形式でデータを整備した。

論文

地層処分性能評価のための岩石に対する収着分配係数の設定手法の構築; 花崗岩を対象とした適用性評価

舘 幸男; 陶山 忠宏*; 澁谷 早苗*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(2), p.109 - 134, 2017/12

性能評価解析において、収着分配係数K$$_{rm d}$$は、地球化学条件の変動範囲や不確実性を含む具体的な性能評価条件を考慮して設定する必要がある。性能評価のための岩石へのK$$_{rm d}$$設定手法を、(i)収着データベースから抽出されるデータ群の直接的利用、(ii)データ取得条件と性能評価条件の差異を補正する半定量的条件変換手法、(iii)熱力学的収着モデルの3つを組み合わせることにより構築した。この設定手法の適用性を評価するため、これら3つの手法を適用して、花崗岩に対するCs及びAmのK$$_{rm d}$$値と不確実性の導出と比較を行った。その結果、データやモデルについて十分な情報が利用可能な場合、異なる手法間で整合的な設定値を導出可能であることを確認した。この手法間の比較を踏まえ、性能評価対象の25元素を対象に、実測データ群に基づく分配係数と不確実性の設定を試み、最近の海外の性能評価プロジェクトにおけるK$$_{rm d}$$データセットと比較した。本手法によって、実際のサイト条件への適用を含む段階に応じた分配係数及び不確実性を設定することが可能となる。

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

Development of performance assessment models for glass dissolution

後藤 考裕*; 三ツ井 誠一郎; 高瀬 博康*; 黒澤 進*; 稲垣 学*; 柴田 雅博; 石黒 勝彦*

MRS Advances (Internet), 1(63-64), p.4239 - 4245, 2016/00

原子力発電環境整備機構と原子力機構は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマを対象に2011年度から共同研究を進めている。我々は、この共同研究の一環として、鉄オーバーパックの腐食に伴うFeケイ酸塩の生成やオーバーパックの亀裂内の腐食生成物を通じたSiの移行など、様々なプロセスを考慮したガラス溶解モデルを開発している。モデル開発の目的は、ガラス溶解に関連するプロセスの相対的重要度の評価及び説得力のあるセーフティケースの作成に向けた更なる研究開発課題の特定である。感度解析では、1千年から1千万年を超える範囲のガラス固化体寿命が見積もられた。これはFeケイ酸塩の生成やガラス変質層内の物質移行特性など、主要なプロセスに関する現時点での理解に不確かさによるものである。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,3; NUMO-JAEA共同研究報告書(2013年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 北村 暁; 吉川 英樹; 小田 治恵; 石寺 孝充; et al.

JAEA-Research 2014-030, 457 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-030.pdf:199.23MB

原子力機構(JAEA)がこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、原子力発電環境整備機構(NUMO)が今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定すること等を目的として、2011年度よりJAEAとNUMOは以下の3つのテーマについて共同研究を進めている。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討: 水理地質構造モデル構築手法の事例調査に基づいて、得られた知見を評価ツリーとして整理し、モデルの不確実性やそれらの評価項目への影響等についての検討を行った。(2)シナリオの構築方法に関する検討: 状態設定手順を実務的な観点から、さらに見直すとともに、セメント影響とガラス溶解挙動について、知見の体系的な整理と不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定方法に関する検討: 母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,2; NUMO-JAEA共同研究報告書(2012年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 早野 明; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.

JAEA-Research 2013-037, 455 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-037.pdf:42.0MB

原子力機構(JAEA)及び原子力発電環境整備機構(NUMO)は、平成24年度に引き続き、JAEAがこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に直接適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくことを目的として、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて検討した。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討については、平成24年度に引き続き、結晶質岩を対象とした地下水移行時間の評価ツリーを拡充するとともに、新たに堆積岩を対象とした評価ツリーを作成した。(2)シナリオの構築に関する検討については、平成24年度の状態設定手順を実務的な観点から見直し、緩衝材を対象として試行した。また、安全機能への不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討については、母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の条件変換手法を含む設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。さらに、溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化; NUMO-JAEA共同研究報告書(2011年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 早野 明; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.

JAEA-Research 2012-032, 298 Pages, 2012/09

JAEA-Research-2012-032.pdf:33.68MB

原子力機構(JAEA)と原子力発電環境整備機構(NUMO)は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて、原子力機構が蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定するとともに、必要な開発課題と今後の計画を明らかにすることを目的として、2011年度に共同研究を実施した。実施テーマと概要は以下の通り。(1)対象母岩の選定に関する検討:母岩特性のうち水理に着目し、母岩特性を評価するための項目、及び地下水移行時間の評価手法について、地質環境の調査・評価と関連付けたうえで整理した。(2)シナリオの構築に関する検討:シナリオ構築手順を具体化するとともに、ガラス固化体の溶解と核種の浸出、オーバーパックの腐食、緩衝材の長期変遷について、現象理解に関する最新の知見を構造的に整理した。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討:緩衝材の分配係数と拡散係数、母岩の分配係数を対象として、パラメータ設定の方法論を検討し、その方法論に従った試行を行った。(4)知識情報の品質確保に関する検討:知識情報の品質を確保するための考え方や手法を、(2)シナリオの構築で検討した状態設定に対する論拠に関する情報を例として検討した。

論文

地層処分の安全評価の観点からのガラス固化体中の核種インベントリ評価の信頼性向上の取り組み

石川 真澄*; 金子 悟*; 北山 一美*; 石黒 勝彦*; 植田 浩義*; 若杉 圭一郎*; 篠原 伸夫; 奥村 啓介; 茅野 政道; 守屋 登康*

日本原子力学会和文論文誌, 8(4), p.304 - 312, 2009/12

ガラス固化体に関する品質管理では、おもに貯蔵や輸送の観点から重要となる項目が対象とされており、地層処分で対象とする長半減期核種は、これまで研究開発の対象とされてこなかった。ガラス固化体の長半減期核種インベントリ評価では、その信頼性向上に向けて技術開発し、実測データを取得する取り組みが不可欠である。われわれは照射履歴の明らかな使用済燃料の溶解液を用いて、核種の生成・壊変コード及び核データ・ライブラリーの信頼性を向上させるとともに、その適応性を検討する技術開発プログラムを開始した。ガラス固化体の品質管理課題を解決するためには、地層処分の分野ばかりでなく、原子力施設の運転,使用済燃料の再処理及び廃棄物のガラス固化の観点から包括的な研究が必要となる。本研究はこれらを統括する先端的技術開発である。

口頭

A Tree diagram for compiling a methodology to evaluate suitability of host rock for geological disposal

早野 明; 澤田 淳; 後藤 淳一*; 石井 英一*; 守屋 俊文*; 稲垣 学*; 窪田 茂*; 江橋 健*

no journal, , 

地層処分事業における母岩の選定には、段階的に進められる地質環境の調査から得られる情報などに基づき、岩体が母岩としての適性を有するかの評価結果に基づく判断が求められる。その適性を評価するための指標は、安全評価や処分場の概念設計における重要な項目と、地質環境モデルから評価可能な情報とを関連づけた設定が有効である。この項目を、両者間の共有のインターフェースとして利用することで、母岩の選定にかかわる考え方の整理が進むと考えられ、先行する国外の処分事業でもその有効性が示されている。本研究では、水理の観点で母岩の特性の優劣を表す項目を一覧表に整理した。また、その項目を地質環境モデルから評価するための手順の整理として、項目を起点に、調査データなどの不確実性に起因して想定される代替ケースや代替モデルといった複数の選択肢を系統的に示す「評価ツリー」を提案し、地下水移行時間を評価するための評価ツリーを例示した。

口頭

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,2; 水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討

澤田 淳; 早野 明; 後藤 淳一*; 稲垣 学*

no journal, , 

NUMO-JAEA共同研究の一環として実施した概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化のうち、母岩の適性を評価する方法の検討を進めた。具体的には、母岩の特性として主に地下水移行時間に着目し、概要調査で得られる情報量を考慮して様々なモデル構築方法、解析方法を整理した評価ツリーを構築した。

口頭

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,3; シナリオ開発手法に関する検討

柴田 雅博; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 江橋 健; 黒澤 進*; 後藤 考裕*; 稲垣 学*

no journal, , 

NUMO-JAEA共同研究の一環として実施したシナリオ開発手法の検討の成果について報告する。本検討では、FEPに基づくボトムアップアプローチと安全機能を基軸としたトップダウンアプローチとを組み合わせたアプローチによる状態設定について、試行を通じて、その基本手順と作業・情報フローを示した。

口頭

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,1; 全体概要

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 稲垣 学*; 黒澤 進*; 後藤 淳一*; 澁谷 早苗*

no journal, , 

原子力発電環境整備機構と原子力機構は、2011年度$$sim$$2013年度の3か年において、概要調査段階において、処分場を設置する候補母岩を選定して処分場の概念設計を行う点、予備的な安全評価を行う点から、(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法、(2)シナリオ開発手法、(3)核種移行パラメータ設定方法をテーマとした共同研究を実施した。本件はその全体概要について報告する。

口頭

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,4; 核種移行パラメータ設定に関する検討

舘 幸男; 陶山 忠宏; 北村 暁; 柴田 雅博; 澁谷 早苗*; 後藤 考裕*; 稲垣 学*

no journal, , 

NUMO-JAEA共同研究の一環として、概要調査段階における核種移行パラメータ設定手法を構築するとともに、主要核種の岩石に対する収着分配係数の設定の試行を通じて、その妥当性を確認した。

口頭

A Tree diagram; Compilation of methods for evaluating host rock suitability taking account of uncertainties in hydrogeological modeling

澤田 淳; 早野 明; 後藤 淳一*; 稲垣 学*

no journal, , 

母岩は、熱環境,水理場,力学場,化学環境等の処分場の設置環境の観点、および岩体の広がりや工程・経済性等、事業の成立性の観点からその適性の評価により選定する。その適性を評価するための具体的な項目の検討として、本検討では水理の観点に着目して、母岩としての適性を評価するための方法を整理した。水理の観点からみた母岩としての適性を評価するための項目として、地下水移行時間について、概要調査で得られる情報量の違いを考慮に入れた母岩の適性を評価するための方法をとりまとめてツリー構造で整理した。

口頭

Preparation of an information basis for development of practical performance assessment models on waste glass corrosion in geological disposal

三ツ井 誠一郎; 大江 俊昭*; 稲垣 八穂広*; 大窪 貴洋*; 黒澤 進*; 後藤 考裕*; 稲垣 学*; 石黒 勝彦*; 高瀬 博康*; 高橋 博一*

no journal, , 

頑健な性能評価モデルを開発するため、NUMO-JAEAの共同プロジェクトの一環として、ガラスの性能および処分環境条件におけるガラスの溶解/変質プロセスに関する基盤情報の整備を進めている。基盤情報整備のための反復を伴う作業プロセスは、(1)ガラス固化体の溶解に影響する現象等に関する現時点での知見の整理、(2)知見の整理結果を踏まえたガラス固化体溶解のシナリオの作成、(3)概念モデルの作成、(4)関連プロセスの相対的重要度および不確実性を評価するための感度解析、(5)基盤情報の改善に向けた課題の検討、の5つの段階からなる。発表では、このタスクの現状について紹介する。

口頭

Scenario development for the risk-informed safety assessment of geological disposal

牧内 秋恵*; 石田 圭輔*; 黒澤 進*; 稲垣 学*; 梅木 博之*; 江橋 健; 若杉 圭一郎; 牧野 仁史; 柴田 雅博

no journal, , 

原子力発電環境整備機構(NUMO)は、最新の知見に基づき、高レベルガラス固化体およびTRU廃棄物の地層処分に係るセーフティーケースの構築を実施している。並行して、原子力機構(JAEA)は、代替的な処分オプションとして、使用済燃料の地層処分の調査研究に着手している。このような状況を踏まえ、NUMOおよびJAEAは、共通的に利用可能な、以下の特徴を有するシナリオ構築方法を共同で作成した。まず、シナリオまたはプロセスの発生可能性や影響を併せて考慮することに着目し、線量確率分解アプローチを採用する。当該アプローチは国際放射線防護委員会(ICRP)により提案されており、また、日本における低レベル放射性廃棄物処分の安全規制に適用されている。次に、地層処分システムへ影響を与え得るプロセスを効率的に特定するため、想定しうる様々なプロセスを、発生可能性や安全機能への影響の観点から、FEP(Feature, Event, Process)情報を用いた監査も行いながら分析する。この手法では、シナリオの分析や設定に係る様々な判断について、様々なツールかつまたはプロダクトを用いることにより追跡性を高めた。その一つの例として、地層処分システムの安全機能や、プロセス、状態変数の相関関係を構造的に示すための「安全機能/状態変数/プロセス図」が挙げられる。この発表においては、上記の特徴を有するシナリオ構築方法についていくつかの事例を示しつつ、詳細に説明する。

口頭

Japan's efforts to develop performance assessment models for waste glass corrosion

三ツ井 誠一郎

no journal, , 

頑健な性能評価モデルを開発するため、原子力機構は処分環境におけるニアフィールド現象について、実験的研究を行うとともに基盤情報の整備を進めている。緩衝材中のSiの移行パラメータを決定するため、放射性Siを用いた拡散試験と収着試験をベルギー原子力研究センターとの共同研究として実施し、緩衝材中の溶存Siの見掛けの拡散係数(3.4$$times$$10$$^{-13}$$$$m^{2}$$/s)と分配係数(0.5$$m^{3}$$/kg)を取得した。基盤情報の整備に関しては、原子力発電環境整備機構との共同研究として、ニアフィールド現象を考慮した予備的なガラス溶解モデルを作成するとともに、ガラス溶解に関連するプロセスの相対的重要度の評価及びモデルの改良に向けた更なる研究開発課題の特定を目的とした感度解析を実施した。

口頭

炭素鋼片および模擬ガラス片の相互作用がガラス溶解挙動に及ぼす影響

後藤 考裕*; 松原 竜太*; 浜本 貴史*; 藤崎 淳*; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹

no journal, , 

ガラスの長期溶解モデルに反映することを目的として、50$$^{circ}$$C及び80$$^{circ}$$C、窒素雰囲気において炭素鋼片および模擬ガラス片の共存条件で浸漬試験を実施した。比較のため、炭素鋼片または模擬ガラス片のみの条件での浸漬試験も実施した。浸漬終了後、液相分析および固相分析を実施し、ガラスの規格化浸出速度を算出するとともに、炭素鋼片表面生成固相を同定した。ガラスの規格化浸出速度(平均値)は、炭素鋼共存条件では50$$^{circ}$$Cで1.1$$times$$10$$^{-2}$$g/m$$^{2}$$/d、80$$^{circ}$$Cで3.0$$times$$10$$^{-2}$$g/m$$^{2}$$/dとなった。模擬ガラス片のみの条件では、50$$^{circ}$$Cで2.9$$times$$10$$^{-3}$$g/m$$^{2}$$/d、80$$^{circ}$$Cで9.2$$times$$10$$^{-3}$$g/m$$^{2}$$/dが得られており、炭素鋼共存による規格化浸出速度の増加は約3倍となった。また、炭素鋼片の表面をエックス線回折法で分析したところ、50$$^{circ}$$Cおよび80$$^{circ}$$Cのいずれの試料においても磁鉄鉱等の腐食生成物は検出されず、80$$^{circ}$$Cの条件で鉄ケイ酸塩鉱物と推測されるピークが検出された。これは、液相データに基づくGeochemist's Workbenchによる固相の推定結果や炭素鋼共存系での既往研究の結果と一致する。

口頭

緩衝材の長期圧密挙動に関する検討,1; 二次圧密加速挙動の要因検討

山本 陽一*; 後藤 考裕*; 高山 裕介; 菊池 広人*; 宮川 龍馬*

no journal, , 

オーバーパックの自重の作用による緩衝材の長期変形挙動に関しては、従来は粘性的に増加する変形量も含めて時間の経過とともに収束と考えられていたが、緩衝材仕様のベントナイトに対して複数年にわたる圧密試験を行った結果、二次圧密による変形が加速的に増加する傾向が報告されている。この二次圧密の加速挙動については、試験容器の腐食等いくつか要因が考えられ、これらの各要因について検討を行う必要がある。もし二次圧密の加速挙動がベントナイトの力学特性であった場合、一定の時間が経過した後に安全機能に必要な緩衝材厚さが不足することが懸念される。そこで、われわれは緩衝材に用いるベントナイトの二次圧密加速挙動の現象解明に向けた取り組みを開始した。本報告では、今後予定する長期圧密試験の実施にあたり、二次圧密の加速挙動に関する要因分析と要因の特定に向けた試験装置の設計および試験方法・試験条件などの試験計画の対応方針について検討した結果を報告する。

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