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酒谷 圭一*; 中谷 隆良; 船橋 英之
日本原子力学会和文論文誌, 18(1), P. 43, 2019/03
本論文に用いた腐食速度の算出にかかる水素発生データについては、データ取得の信頼性について問題があることが判明したため本誌より撤回する。
酒谷 圭一; 中谷 隆良; 船橋 英之
日本原子力学会和文論文誌, 14(4), p.261 - 267, 2015/12
原子力施設等の運転および解体に伴い発生する低レベル放射性廃棄物のうち、炉内構造物のように放射能レベルの比較的高い廃棄物については、余裕深度処分が考えられている。余裕深度処分の安全評価においては、長期の被ばく線量を評価し、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要となる。この安全評価に際して、放射性廃棄物に含まれる放射性核種の生物圏への移行評価は、廃棄体からの放射性核種の溶出等とその後の岩盤中の核種移行を評価することによりなされる。特に、放射化金属中に存在する核種については、金属母材の腐食に伴って溶出するとの考えが示されている。この溶出率を支配するパラメーターとしては金属の腐食速度が重要となる。しかしながら、「ふげん」において圧力管として使用されていたジルコニウム合金(以下「Zr-2.5wt%Nb合金」)の腐食速度については、地下への埋設処分を想定した低温かつセメントとの平衡水環境といった処分環境条件下での腐食速度は測定されていなかった。そこで、Zr-2.5wt%Nb合金に対しガス蓄積型腐食試験法を適用し、処分環境を想定した低温,低酸素および高アルカリの条件下での24ヶ月間の腐食速度の評価試験により腐食速度を測定した。
I in the Accumulated radioactive water and processing water of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant島田 亜佐子; 酒谷 圭一; 亀尾 裕; 高橋 邦明
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1137 - 1140, 2015/02
被引用回数：6 パーセンタイル：45.92(Chemistry, Analytical)ゼオライトやスラッジなどの二次廃棄物の放射能量を見積もるために、福島第一発電所の放射性滞留水処理システムの前後から滞留水や処理水が採取された。これらの水試料に含まれるI 
を分析するために、固相抽出剤であるAnion-SRを用いた分離法を開発し、滞留水や処理水から分離したIを反応セルを有する誘導結合プラズマ質量分析計により定量した。
酒谷 圭一; 中村 康雄; 辻 智之; 中谷 隆良
JAEA-Data/Code 2014-020, 38 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-020.pdf:30.04MB
余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転および解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、「ガス移行シナリオ」評価ツールについて、評価モデルの考え方および評価ツールの構成を解説したものである。
酒谷 圭一; 菅谷 敏克; 中谷 隆良; 船橋 英之
JAEA-Data/Code 2014-008, 53 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-008.pdf:39.9MB
余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転及び解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、"土地利用シナリオ"を対象に作成した評価ツールについて、評価モデルの考え方及び評価ツールの構成を解説したものである。
原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 酒谷 圭一; 石森 健一郎; 高橋 邦明
JAEA-Data/Code 2014-007, 52 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-007.pdf:28.47MB
敦賀本部原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請や廃棄確認のためのスケーリングファクタ法の確立に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能データの収集を進めている。バックエンド推進部門廃棄物確認技術開発グループでは、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うために簡易・迅速分析法を開発した。そこで、廃棄物確認技術開発グループで開発した簡易・迅速分析法の実証試験として、実放射性廃棄物試料のうち、「ふげん」の解体撤去物等のうち金属配管から採取した試料の放射能分析を行い、開発した分析法が金属試料に適用できることを示すとともに、解体撤去物等に対する放射能データを整備した。
酒谷 圭一; 菅谷 敏克; 中谷 隆良; 船橋 英之
JAEA-Data/Code 2013-015, 63 Pages, 2013/11
JAEA-Data-Code-2013-015.pdf:8.75MB
余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転及び解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、"地下水シナリオ"(処分施設から漏出した核種が地下水を介して生活環境へ移行し、その地下水を利用する経路に関し評価するシナリオ)を対象に作成した評価ツールについて、想定する処分システムの機能、バリアの構成や性能に基づいた核種移行モデルの考え方、地下水による核種移行にかかわる評価式及び被ばく線量評価式、評価ツールの構成を解説したものである。
酒谷 圭一; 中谷 隆良; 船橋 英之
JAEA-Technology 2012-034, 20 Pages, 2012/12
JAEA-Technology-2012-034.pdf:10.22MB
余裕深度処分の被ばく線量評価に必要な核種溶出率の設定を目的に、これまで処分環境を模擬した条件下での腐食速度が確認されていないふげん圧力管に使用されているジルコニウム合金(Zr-2.5wt%Nb合金)に対し、ガス蓄積型腐食試験法を適用し、低酸素及びアルカリ条件下での長期腐食速度データの取得を開始した。本報告書は、ガス蓄積型腐食試験を開始するにあたり、供試材(圧力管と同形状)からガス蓄積型腐食試験に用いる試験片への加工方法の検討及びガス蓄積型腐食試験が成立する条件の確認を行った結果についてまとめたものである。
稲垣 八穂広*; 酒谷 圭一*; 山村 由貴*; 三ツ井 誠一郎; 野下 健司*; 三浦 吉幸*; 兼平 憲男*; 越智 英治*; 椋木 敦*; 千葉 保*
第7回再処理・リサイクル部会セミナーテキスト, p.136 - 137, 2011/01
これまでの静的溶解試験では、ガラス溶解に伴い反応溶液の液性が変化するため、任意の液性一定条件での測定評価が困難であった。本研究では、我が国の模擬ガラス固化体であるJAEA-P0798ガラス及びJNFL-KMOCガラスについて、新たに考案したマイクロチャンネル流水試験法を用いた任意の液性一定条件での溶解試験を行い、ガラスの本質的特性の一つである初期溶解速度(
: 反応溶液中シリカ濃度がゼロの条件でのガラス溶解速度)を精密に測定し、その温度依存性,pH依存性を体系的に評価した。その結果、いずれのガラス試料についてもは温度とともに増大し、各温度においてpHに関してV字型の依存性を示すことがわかった。
酒谷 圭一*; 稲垣 八穂広*; 牧垣 光; 出光 一哉*; 有馬 立身*; 三ツ井 誠一郎; 野下 健司*
no journal, ,
新たに考案したマイクロリアクタ流水溶解試験法を用いて、P0798模擬ガラス固化体の初期溶解速度のpH依存性,温度依存性を測定し、体系的に評価した。その結果、各温度において初期溶解速度がV字型のpH依存性を有すること、アレニウス型の温度依存性を有することが確認された。また、触針式表面粗さ計で求めたガラス溶解量は溶液分析結果と一致し、信頼性の高いデータが得られていることが確認できた。
稲垣 八穂広*; 酒谷 圭一*; 三ツ井 誠一郎; 出光 一哉*; 有馬 立身*; 野下 健司*
no journal, ,
地層処分における高レベル廃棄物ガラスの長期挙動のモデル化にあたっては、溶存ケイ酸濃度が飽和に近い条件でのガラス溶解機構の整合的な評価が必要である。評価においては、pH,溶液組成,反応表面積といった多様なパラメタをコントロールした条件で実験を行い、信頼性が高く、正確なデータを得る必要がある。そこで本研究では、我が国の模擬ガラス固化体(P0798)について、マイクロチャンネル流水試験法を用い、幾つかのpH条件で溶存ケイ酸濃度を関数とした溶解試験を行った。その結果、溶存ケイ酸濃度が飽和に近い条件においてもある程度の速度でガラスマトリクスが溶解すること、アルカリ元素のイオン交換だけでなく、アルミニウムもガラス溶解において重要な役割を持つことがわかった。
中谷 隆良; 酒谷 圭一; 船橋 英之; 西村 務*; 建石 剛*
no journal, ,
余裕深度処分環境における、放射化金属廃棄物であるふげん圧力管からの核種溶出率の設定を目的に、ふげん圧力管材料であるZr-2.5wt%Nb合金の腐食速度の評価試験を開始した。
酒谷 圭一; 中谷 隆良; 船橋 英之; 西村 務*; 建石 剛*
no journal, ,
原子力機構が保有する低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に関して、放射化金属廃棄物であるふげん圧力管からの核種溶出率の設定を目的に、ふげん圧力管の構成材であるZr-2.5wt%Nb合金の腐食速度の評価試験を開始し、試験期間6か月までの腐食速度データを取得した。
酒谷 圭一; 中谷 隆良; 船橋 英之; 西村 務*; 建石 剛*
no journal, ,
原子力機構が保有する低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に関して、放射化金属廃棄物であるふげん圧力管からの核種溶出率の設定を目的に、ふげん圧力管の構成材であるZr-2.5wt%Nb合金の腐食速度の評価試験を実施し、試験期間1年までの腐食速度データを取得した。
酒谷 圭一; 中谷 隆良; 船橋 英之
no journal, ,
原子力機構が保有する低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に関して、放射化金属廃棄物であるふげん圧力管からの核種溶出率の設定を目的に、ふげん圧力管の構成材であるZr-2.5wt%Nb合金の腐食速度の評価試験を実施し、評価期間2年までの腐食速度データを取得した。
