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河村 和廣; 大内 仁
MRS '94, 0 Pages, 1995/00
高レベル廃棄物含有量率を25から65wt%まで変動させたガラスを作製し、化学的耐久性に影響を与えない組成条件(最大廃棄物含有率:45wt%、MoO3含有率:
2.5wt%、Na2O含有率:=12wt%)を明らかにした。また、廃棄物含有率45wt%の溶融ガラスの粘度、電気抵抗を測定し、通常のガラス溶融炉で溶融可能であることを確認した。さらに熱的安定性を確認するため廃棄物含有率40wt%のガラスを熱処理し、結晶化温度・時間条件を明らかにした。熱的安定性は、ガラス温度をガラス転移温度以下にすることにより保たれる。以上の結果を基に高レベル廃棄物ガラスの高廃棄物含有率化が可能であることを示した。
澤田 淳; 内田 雅大
MRS '94, 0 Pages, 1995/00
花崗岩に代表される亀裂性岩盤では岩盤中に存在する亀裂に添って核種が移行すると考えられており、その移行メカニズムとしては、亀裂内の移流、分散、吸着やマトリクス部への拡散が挙げられる。亀裂ネットワークモデルは亀裂の幾何学的形状を詳細に表現可能なため、亀裂性岩盤中の核種移行をより忠実にモデル化することができる。動燃では、この亀裂ネットワーク構造をモデル化可能なコードとして、OECD/NEA国際ストリパプロジェクトにおいて最も高い評価を得たFracMan/MAFICを導入し、さらにモデルの追加および改良を行いFracMan/MAFICの高度化を進めている。これまでFracMan/MAFICは亀裂内の移流、分散しかモデル化できなかったため、マトリクス部への拡散現象を考慮するためマトリクス拡散モデルを新たに開発し、FracMan/MAFICコードへ追加した。本研究では、FracMan/MAFICコー
本田 明; 谷口 直樹; 石川 博久
MRS '94, 0 Pages, 1995/00
現在、日本では高レベル放射性廃棄物を数百メートルより深い地層に処分することが考えられており、その安全性は、天然バリアと人工バリアからなる多重バリアシステムにより確保される。オーバーパックは人工バリアの一部であり、数百年以上にわたって放射性物質を封じ込めておく機能が期待されている。オーバーパックの候補材料には、主に金属が考えられており、炭素鋼も候補材料のひとつである。オーバーパックの前述の機能は腐食によって喪失すると考えられることから、その腐食挙動を評価することが地層処分研究における重要な課題の一つとなっている。本稿では、Harwell研の所有する既存の炭素鋼の局部腐食(孔食、すきま腐食)進展評価モデル"CAMLE"の改良および改良されたモデルの予測結果と実験結果との比較について示す。改良のポイントは、考慮する化学反応の拡張、局部腐食サイトの物理的形状の変更および入力データの更新である。こ
梅木 博之; R.ALEXANDE*; D.MCKIE*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, 427 Pages, 1995/00
性能評価に用いる方法論、モデル、データの適合性における信頼性を確立するために、NagraとPNCは共同研究として、グリムゼル試験場を用いた、核種移行試験を実施している。この試験では、室内試験でのデータを補完刷る等を行い、最終的なトレーサの破過曲線を独立して構成されるモデル、データにより推定することが可能となるようにデザインされている。本研究では、このようなバックグラウンド情報を用い、Nagra、PNCがそれぞれにモデリングを試み、これを比較することによって、モデルやデータにおける妥当性、今後の課題について検討を行っている。
F.NEALL*; P.BAERTSCH*; I.MUKINLEY*; P.SMITH*; T.SUMELING*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, 503 Pages, 1995/00
NagraのKristallin-I報告書、動燃のH3報告書を含め、最近公表された性能評価報告書(例えばSKB-91等)を相互に比較し、処分コンセプト、シナリオ、モデル、データに見られる類似点、相違点を明らかにすることによって、それぞれの性能評価の最終結果の差が例に基づいているかを分析した。このような比較を通じて、それぞれの評価の妥当性を相対的に把握することができるとともに、今後の確定開発に向けての課題を明らかにすることができた。
梅木 博之; I.MUKINLEY*; P.SMITH*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, 527 Pages, 1995/00
高レベル廃棄物地層処分において、PNCとNagraの処分コンセプトに類似性がある。本研究では、最近の双方の地層処分に関する包括的性能評価報告書(H3及びKristallin-I)の評価結果を用いて、処分コンセプトの有効性に関する比較を行った。双方の評価とも、人工バリアはその長期的な水理、化学的緩衝効果により、多くの核種の減衰に寄与し、天然バリアは100m程度の岩盤による移行遅延、希釈効果で核種濃度を下げる有効なバリアになることを示した。双方の評価において、コンセプト固有の安全確保のしくみにより、コンセプトの有効性を示す信頼性のある解析を与えていることが確認できた。
ray明珍 宗孝; 川口 浩一; 和田 幸男
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, p.1301 - 1305, 1995/00
使用済燃料の再処理工程で生じる不溶解残渣から白金族元素等の有用元素を回収し、利用するための研究開発を実施している。このうち利用技術研究に関しては、白金族元素の触媒特性に着目し、半導体微粒子と組み合わせて水分解-水素製造放射線触媒として利用することを検討している。本研究では水に触媒(Ru-TiO2及びZrO2)を懸濁させた系に対して外部線源を用いたガンマ線照射を行ったときの水素生成の効率を評価した。その結果、通常の光を励起源とした場合に比べ2
7倍の高い効率が得られることがわかり、放射線触媒による水分解水素製造の原理実証を達成することができた。
福永 栄*; 吉川 英樹; 藤木 喜市*; 朝野 英一*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, p.173 - 180, 1995/00
処分場における微生物活動を推定する事を目的として硫酸塩還元菌の培養装置を設作し、耐性図を作成した。処分環境の高pH低Eh条件で菌の生存を初めて確認した。
河村 和廣; 大内 仁
Proceedings of 18th International Symposium on Scientific Basis for Nuclear Waste Management (MRS '94), 0 Pages, 1995/00
高レベル廃棄物含有率を25から65wt%まで変動させたガラスを作製し、化学的耐久性に影響を与えない組成条件(最大廃棄物含有率:45wt%,MoO3含有率:2.5wt%,Na2O含有率:
12wt%)を明らかにした。また廃棄物含有率45wt%の溶融ガラスの粘度、電気抵抗を測定し、通常のガラス溶融炉で溶融可能であることを確認した。さらに熱的安定性を確認するため廃棄物含有率40wt%ガラスを熱処理し、結晶化温度・時間条件を明らかにした。熱的安定性は、ガラス温度をガラス転移温度以下にすることにより保たれる。以上の結果を基に高レベル廃棄物ガラスの高廃棄物含有率化が可能であることを示した。
佐藤 治夫; 山田 憲和*; 石田 久洋*; 加藤 博康*
Scientific Basis for Nuclear Waste Management 18th, 0 Pages, 1995/00
高レベル放射性廃棄物処分場の性能評価において必要とされる緩衝材中での核種の実効拡散係数を推定した。推定に必要とされるパラメータのうち、実効空隙率およびねじれ率はトリチウム水の拡散試験により実験的に、また空隙中での核種の拡散係数は電気二重層理論によりモデル化をし評価した。一方、Cs+,TcO4-Cl-に対する定常拡散試験を行い、実験的にも実効拡散係数を取得し、推定値とこれら実験値を比較することにより、モデルの妥当性を検討した。
佐々木 康雄; 柴田 雅博; 油井 三和; 石川 博久
Sientific Basis for Nuclear Waste Management18th, 0 Pages, 1995/00
人工バリアの構成要素である緩衝材には、接触した地下水の溶液組成を適切に変化させることが期待されており、接触後の地下水組成を理解することは、人工バリアシステムの性能を評価するために不可欠である。本研究では、ベントナイト-水反応のモデルの構築を行うために、ベントナイトの種類、ベントナイトの構成鉱物に着目した実験及び、モデルによる計算値と実験値との比較を行った。実験の結果、ベントナイトと接触した水の化学組成は、構成鉱物の方解石、黄鉄鉱の溶解/酸化反応に依存することが実験的に確認された。また、モデルによる計算値と実験値との比較の結果、pH及び主要イオンについて良い一致を示し、モデルによりベントナイト-水反応実験が概ね説明できることを明らかにした。
佐藤 治夫; 油井 三和; 吉川 英樹
Sientific Basis for Nuclear Waste Management18th, 0 Pages, 1995/00
報告値のないベントナイト(クニゲルV1)中のSe及びZrのみかけの拡散係数をIn-Diffusion法により室温にて測定した。拡散試験には、Na型モンモリロナイトを約50wt%を含む粗性ベントナイトを用い、密度を乾燥密度で400-1800kg/m3について測定した。試験前に予め含水させ、含水飽和になったベントナイトの一端面に拡散源として、Seについては1M-SeO2溶液、Zrについては0.5M-ZrCl4溶液を25
l塗布し、所定の期間拡散させた。試験後、ベントナイトをスライスし、スライス片よりSeについては蒸留水中に、Zrについては1M-HCl溶液中に浸漬させ各元素を抽出した。抽出した溶液を限外ろ過した後、溶液中のSe及びZrの濃度を分析し、ベントナイト中のSe,Zrの濃度分布を求めた。Seの試験は、ベントナイトの充填を除きすべてN2(O2:2.5ppm)雰囲気下で行い、Zrの拡散試験
本田 明; 谷口 直樹; 石川 博久
MRS '94, 0 Pages, 1994/10
現在、日本では高レベル放射性廃棄物を数百メートルより深い地層処分することが考えられており、その安全性は、天然バリアと人工バリアからなる多重バリアシステムにより確保される。オーバーパックは人工バリアの一部であり、数百年以上にわたって放射性物質を封じ込めておく機能が期待されている。オーバーパックの候補材料には、主に金属が考えられており、炭素鋼も候補材料のひとつである。オーバーパックの前述の機能は腐食によって喪失すると考えられることから、その腐食挙動を評価することが地層処分研究における重要な課題の一つとなっている。本稿では、Harwell研の所有する既存の炭素鋼の局部腐食(孔食、すきま腐食)進展評価モデル"CAMLE"の改良および改良されたモデルの予測結果と実験結果との比較について示す。改良のポイントは、考慮する化学反応の拡張、局部腐食サイトの物理的形状の変更および入力データの更新である。この
堀江 水明; 堀江 水明; 宇埜 正美*
MRS '94, 0 Pages, 1994/10
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大澤 英昭; 笹本 広; 野原 壯; 太田 久仁雄; 吉田 英一
Proceedings of 18th International Symposium on Scientific Basis for Nuclear Waste Management (MRS '94), P. 181, 1994/10
割れ目表面から岩盤への物質的移行を評価する上で必要とされるより現実的な構造モデルを構築するために釜石鉱山において坑道壁面の割れ目調査と室内試験を実施した。その結果、(1)割れ目周辺の岩盤は微細構造と構成鉱物の違いから割れ目充填部, 変質部, 母岩の3つのゾーンに区別できること、(2)各ゾーンでは移行経路の形態が異なること、(3)移行経路の密度や連結性, 間げき率, 収着係数は割れ目充填部で最も高く変質部から母岩に向けて小さくなることが明らかになった。したがって、物質移行構造モデルは不均質性を考慮して構築することが必要である。
太田 久仁雄; 児玉 京子; 吉田 英一
Proceedings of 18th International Symposium on Scientific Basis for Nuclear Waste Management (MRS '94), P. 175, 1994/00
還元環境における鉱物表面での放射性核種の保存プロセスを把握するために東濃ウラン鉱床から採取した堆積岩から分離した鉱物試料を用いたウラン系列核種の放射非平衡調査及び脱着試験,微視的観察,分析を実施した。その結果
-リコイル効果に起因する234Uの溶脱,濃集が起きていることUの保持は吸着と鉱物化によることが明らかになった。Uは鉱物表面に吸着していてもそこからの脱着(溶脱)量は極めて小さいことから還元環境におけるUの収着の可能性は無視することができると考えられる。