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journal:volxx [2016/03/16 13:53] ss12955jp |
journal:volxx [2019/10/11 15:49] ss12955jp |
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| ====== 先行公開版（巻、号は未確定） ====== | ====== 先行公開版（巻、号は未確定） ====== | ||
| - | - このセクションでは、今後発行される部会誌に収録予定の研究論文、技術報告などを先行公開しています。\\ （巻、号は未確定） | + | このセクションでは、今後発行される部会誌に収録予定の研究論文、技術報告などを先行公開しています。\\ （巻、号は未確定） |
| - | - 掲載記事の著作権は日本原子力学会に帰属します。 | + | |
| - | - 転載する際は、{{: | + | |
| + | /* 転載許諾に関するおことわり */ | ||
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| + | ===== 会議参加記 ===== | ||
| + | 〔2019年10月11日 掲載〕 | ||
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| + | /* 古いモノ ----------------------------------- */ | ||
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| + | 〔2019年05月28日 掲載〕 | ||
| + | * <fs large> | ||
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| + | /* | ||
| + | 〔2018年5月14日 掲載〕 | ||
| + | * <fs large> | ||
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| + | ===== 総説 ===== | ||
| + | 〔2017年4月13日 掲載〕 | ||
| + | * <fs large> | ||
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| + | <WRAP indent> | ||
| + | > 東京電力株式会社福島第一原子力発電所において発生する汚染水処理二次廃棄物の長期的な保管のための技術的知見を蓄積することを目的として，東京電力株式会社から発表されている情報を汚染水処理二次廃棄物管理の観点でとりまとめた．そして，長期保管に際する保管容器の健全性に対する留意事項として，塩化物イオン共存および放射線下でのステンレス鋼製容器の腐食，酸性条件および活性炭共存下でのステンレス鋼製容器の腐食，およびスラリーを収納した高性能容器（HIC）の放射線劣化を抽出した. | ||
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| ===== 研究論文 ===== | ===== 研究論文 ===== | ||
| - | 〔2016年2月22日 掲載〕 | + | 〔2017年4月13日 掲載〕 |
| - | * <fs large>Sorption behavior of thorium onto montmorillonite and illite</ | + | * <fs large>ＴＲＵ廃棄物地層処分施設の化学的変遷を考慮した長期力学挙動解析コードの開発</ |
| <WRAP indent> | <WRAP indent> | ||
| - | > 高レベル放射性廃棄物処分の安全評価において，Th-229は重要核種の一つである．モンモリロナイトおよびイライトを対象としたThのバッチ収着試験を，pHおよび炭酸濃度をパラメータとして実施した．モンモリロナイトに対する分配係数はイライトに比べ高い値を示した．分配係数は炭酸濃度の上昇に伴い減少し，pH 10付近で極小値を示した． | + | > TRU廃棄物地層処分施設の長期力学挙動を評価するための解析コード MACBECE を開発した．解析コードには，セメント系材料からのカルシウムの溶出やベントナイト系材料のカルシウム型化およびスメクタイトの溶解などの化学的変遷に伴う力学特性変化および処分施設と周辺岩盤との力学的な相互作用を考慮した．開発した解析コードを用いてクリープ変形が生じやすいと考えられる軟岩サイトを想定し，TRU廃棄物地層処分施設の建設段階から，処分施設閉鎖後10万年までの力学挙動解析を行った．緩衝材の力学挙動モデルとして，ECモデルを用いることで応力が降伏曲面の特異点付近に陥ることを解消し，数値解析上，安定な解を得ることができた．さらに，周辺岩盤と処分施設の力学的相互作用を同時に解析することにより，周辺岩盤と処分施設の力学挙動を別々に解析した第2次TRUレポートの結果と比較して処分坑道の内径変位量が半分程度となることが示された. |
| - | > Thの収着挙動を，静電項を考慮しない表面錯体モデル（NEM）により解析した．モデル計算は実験結果をよく説明し，分配係数の減少は、Thの水酸化炭酸錯体形成による溶存種の安定化によるものであることが示唆された． | + | |
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| - | ===== 技術報告 ===== | + | |
| - | 〔2016年3月16日 掲載〕 | + | |
| - | * <fs large>幌延URLにおける低アルカリ性セメント系材料の適用性確認</ | + | 〔2017年4月3日 掲載〕 |
| + | * <fs large>地層処分人工バリアの設定値に関する考察 （1）ガラス固化体の溶解寿命</ | ||
| <WRAP indent> | <WRAP indent> | ||
| - | > 高レベル放射性廃棄物の地層処分施設において，坑道の空洞安定性確保や周辺岩盤のゆるみ領域の抑制，掘削に伴う湧水量の抑制のため，セメント系材料を用いた吹付けコンクリートやグラウトが検討されている．これらの材料の影響で坑道周辺の地下水のpH が高アルカリ化することにより，緩衝材を構成するベントナイトや周辺の岩盤を変質させ，人工バリアおよび天然バリアとしての性能に影響を与えることが懸念されている．このような影響を低減するために，国立研究開発法人日本原子力研究開発機構では，普通ポルトランドセメントにポゾラン材料を混合した低アルカリ性セメント（以下，HFSC）を開発し，化学的特性，機械的特性，施工性などについて検討を実施してきた．本報告では，HFSC を吹付けコンクリートとして，幌延深地層研究センター地下施設の深度350m 調査坑道の施工に適用し，施工性について確認した．その結果，HFSC が現地のプラントを用いて製造可能であること，地下施設の設計基準強度を上回る強度発現が可能であること，および地下施設の通常の施工に使用されているセメント系材料と同等の施工性を有することが確認され，HFSC の地下坑道への適用性が確認された． | + | > 地層処分におけるガラス固化体の溶解寿命を再評価した．我が国での地層処分の技術的可能性を論じた報告では，時間と共に処分温度が低下することや表面積が減少することなどを無視しているため，ガラス固化体の溶解寿命は約7 万年と過小評価されている．しかし，これらの変化は物理的に確実に起こるものであるので，これらを無視せずに再評価を試みた．表面積の変化を考慮するために亀裂を有するガラス固化体を３つのモデル，すなわち，単一平板，単一粒径の小球群，べき乗粒径分布を持つ小球群，で表現した．すべてのモデルの全体積は円柱状のガラス固化体と同じで，製造時の割れを考慮して全表面積は円柱状のそれの10倍とした．寿命評価の結果，初期量の50%が溶解するまでの時間は，３つのモデルとも7万年を超え，溶解寿命は17～70万年となった．これから，従来の評価ではガラス固化体が核種を保持する能力が過小評価されていることが判った． |
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| + | 〔2017年3月4日 掲載〕 | ||
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| + | > 福島第一原子力発電所の事故起源の放射性セシウムにより汚染された森林の除染に関して，居住区域における空間線量率が効果的に低減する線源の条件や除染の範囲を解析し，検討した．線源を134Cs および137Cs を含む堆積有機物層（A0層）と表層土（A1 層）とし，モンテカルロ法による3次元輸送計算コードMCNP を用いて空間線量率を算出した．森林斜面の数，汚染の分布状態，森林土壌中の放射性セシウムの量，森林土壌の傾斜角，除染範囲，林縁から評価点までの距離，評価点の高さをパラメータとした．その結果，汚染の分布状態が均一の場合，林縁から20 m までのA0 層の除染が，空間線量率の低減に効果的であることがわかった．一方，林縁から20 m 以遠の汚染が20 m 以内よりも高いような，汚染の分布状態が不均一の場合，A1 層に比べA0 層に含まれる放射性セシウムの量が多い条件においてのみ，林縁から40 m までのA0 層の除染により，空間線量率が顕著に低減した． | ||
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| + | 〔2016年8月22日 掲載〕 | ||
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| + | ===== 会議参加記 ===== | ||
| + | 〔2016年10月26日 掲載〕 | ||
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| + | 「ガラス固化体の実力は？－地層処分におけるガラス固化体性能評価の現状－」参加報告</ | ||
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| + | 〔2016年9月1日 掲載〕 | ||
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| + | ===== 研究紹介 ===== | ||
| + | 〔2016年10月26日 掲載〕 | ||
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| + | 三浦吉幸，牧隆，福井寿樹，三浦信之，塚田毅志 | ||
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Permalink journal/volxx.txt · 最終更新: 2024/05/13 15:28 by ss12955jp
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