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高レベル放射性廃棄物の地層処分において、緩衝材の物理的安定性に影響を及ぼす事象として、岩盤亀裂内への緩衝材の流出/侵入現象が考えられている。本報告では、既往の固相拡散理論に基づく侵入現象モデルの適用性を評価するために、飽和条件の自由膨潤挙動(一次元拡散挙動)の実験を行い、実験と侵入現象モデルの前提となる固相拡散理論との整合性について検証を行った。また、それらの結果に基づいて模擬亀裂内の侵入挙動についても評価を行った。さらに、本検討結果に関して専門家のレビューを踏まえ、今後の課題を明確にした。, Bentonite buffer material is envisaged as a component of the engineered barrier system for high-level radioactive waste disposal. As a result of its swelling property, the buffer may extrude into the surrounding host rock through open fractures. If this persists for extremely long periods of time, the buffer extrusion could lead to a reduction of buffer density, which may in turn degrade the expected performance. In this report, verification of the solid phase diffusion theory of the past was performed and future problems were extracted based on expertise., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2010-058

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリア埋設後においては、緩衝材の物理的安定性に影響を及ぼす事象の一つとして、緩衝材の流出/侵入現象が考えられている。本報では、既往の研究において経験則に基づく侵入速さの指標として取扱ってきたt則の時間依存性について、長期間の侵入試験を行いその挙動を確認した。また、処分場の閉鎖性能の評価にあげられている課題を考慮し、埋め戻し材料仕様の侵入現象データについても一部取得した。, The extrusion of bentonite buffer is one of the important issues on the physical stability in the geological disposal of the high level radiation waste. In this report, the long-term extrusion experiment of the bentonite buffer material to an imitation crack was carried out, and the behavior was observed. Moreover, in consideration of the evaluation subject of the closing performance of a disposal site, the extrusion experiment with material with a large sand combination rate was carried out., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2011-014

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、緩衝材の物理的安定性に影響を及ぼす事象として、緩衝材の流出/侵入現象が考えられている。本報では、侵入現象のモデル化において用いられている緩衝材の粘度についてデータの取得を行い、それらに基づいた粘度評価値の見直しにより、実験結果のシミュレーション解析を実施して侵入現象モデルの適用性の確認を行った。, The buffer that will be used as a component of the engineered barriers system swells when saturated by groundwater. As a result of this swelling, buffer may penetrate into the surrounding rock zone through open fractures. It sustained for extremely long periods of time, the buffer extrusion could lead to reduction of buffer density, which may in turn degrade the assumed performance. In this report, the viscosity of bentonite was measured as one of the parameter of diffusion model. In addition, the simulation analysis was carried out to confirm the applicability of diffusion model., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2009-070

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、人工バリア材の一つである緩衝材には、放射性核種の移行遅延等の機能が期待されている。地層処分システムに対する地下水シナリオでは、オーバーパック破損後ガラス固化体の溶解に伴い放射性核種が溶出し、緩衝材中を移行することが想定されている。緩衝材外側に到達した核種は、緩衝材を起源として生成されるベントナイトコロイドに収着し、擬似コロイドを形成することによって、天然バリア中での核種の移行を助長することが考えられる。本研究では、緩衝材を起源とするベントナイトコロイドの生成挙動について、地下水の流れ場を模擬した系で緩衝材の浸食実験を行い、流速とコロイド生成量との関係を把握するとともに、緩衝材起源のコロイドの生成メカニズムについて考察した。, In the geological disposal of High Level Radioactive Waste (HLW), buffer material composed of engineered barriers system is expected to play important roles for the post-closure safety, for example, retardation of radionuclide migration. After overpack is breached, vitrified waste is considered to be dissolved by groundwater, followed by radionuclide dissolution into the groundwater and migration through the buffer material, as a reference scenario of safety assessment. It is also concerned about that bentonite colloids generated from the buffer may sorb radionuclides released from the buffer and consequently facilitate the radionuclide migration due to forming stable pseudo-colloids. In this study, erosion experiments of bentonite were carried out under the flow condition simulating groundwater flow and the generation rate of bentonite colloid from buffer materials is also discussed., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2008-097

The buffer that will be used as a component of the engineered barriers system for geological disposal of high-level radioactive waste is designed to swell when it becomes saturated by groundwater. As a result of the swelling, bentonite buffer material may penetrate through open fractures into the surrounding host rock. If it is sustained for extremely long periods of time, the bentonite extrusion could lead to reduction of the buffer density, which may in turn degrade the expected performance (e.g. low permeability, diffusion control, colloid filtration, load-bearing capacity, etc). In this study, extrusion test with X-ray CT measurement was carried out to clarify the mechanical behavior of bentonite extrusion through fractures in the surrounding rock. In the extrusion test, the out flow distance into fracture is affected by bentonite content ratio and ionic strength of ground water. X-ray CT measurement is available to evaluate the density distribution of bentonite into the fractures. The X-ray CT measurement will play an important role for study of extrusion behavior of buffer material, particularly for development of extrusion models for compacted bentonite., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2007-094

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)では、北海道の天塩郡幌延町にて、堆積岩を対象とした幌延深地層研究計画を進めている。幌延深地層研究計画は、平成17年度より、地下研究施設の建設に伴い、地上からの調査段階(第1段階)から坑道掘削時の調査研究段階(第2段階)へと移行していく。一方、原子力機構では、これまで工学技術の基盤技術開発として、「わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性; 地層処分研究開発第2次取りまとめ」で示した一連の工学技術をベースとしつつ、幌延地区の地上からの調査段階で得られた地質環境条件を対象として工学技術の具体的な地質環境への適用性検討を行ってきた。今後は、工学技術の基盤技術開発として、幌延深地層研究計画の進捗に併せて、第2段階を通じた工学技術の具体的な地質環境への適用性検討を進め、それらの成果を体系的に整理し提示していく必要があると考える。よって、本報告書では、現時点の幌延の地下施設の建設工程及び「幌延深地層研究計画; 地下施設を利用した第2,第3段階における調査試験計画案」に基づき、幌延深地層研究計画の第2段階のうち、平成17年度から平成21年度までの5年間に焦点をあてた工学技術の適用性検討に関する研究計画を、個別研究課題ごとに整理し立案した。なお、本計画は、今後、幌延の地下施設の施工状況や最新の動向を踏まえ随時変更する可能性があるとともに、今後より詳細化していく必要がある。, 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Review 2006-014

国が策定する緩衝材にかかわる安全基準、指針等に資するため、廃棄体支持性,オーバーパックの保護、放射性核種の移行抑制、岩盤の保護という緩衝材の性能保証項目に対し、現状の評価方法を確認し、ツールの整備状況として一覧表形式でまとめた。また、一覧表に記載した評価ツール内容の具体例を示した。示している内容は、緩衝材の基本特性(緩衝材膨潤特性,力学特性,透水特性),緩衝材の変形・変質の長期挙動に関する現象(クリープ現象、緩衝材の流出、岩盤への侵入、緩衝材の変質に関する長期安定性)、緩衝材のガス透気回復挙動、コロイド影響評価、岩盤の力学的変形挙動であり、それぞれの項目で確認する具体的内容、評価方法(実験による確認により評価がなされるもの、実験式及びデータベースから推定されるもの、モデル計算より導出するもの)の種類、研究の概要及びその最新の結果を示した。, In order to contribute to the safety standards and guidelines which a regulator decides, state-of the art assessment method is investigated and summarized in the table about performance guarantee contents of buffer material related to the mechanical support and protection of the overpack and rock matrix, and the retardation of radionuclide. In addition, examples of the assessment tool are described. In this report, summary of (1) basic properties of bentonite, including swelling properties, mechanical properties and hydraulic properties, (2) long-term behavior of bentonite, including creep deformation, penetration into host rock, erosion and alteration, (3) gas permeability, (4) colloid filtration and (5) mechanical stability of the near-field is described. Check points, assessment methods (based on the data obtained from the experimental results, the estimation value obtained from empirical equations and database, and the modeling calculations) and latest results of these R&D programs were also summarized., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2006-035