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論文

福島周辺における線量測定と評価に関する問題点,6; 個人の外部被ばく線量評価の現状と課題

斎藤 公明; 栗原 治*; 松田 規宏; 高原 省五; 佐藤 哲朗*

Radioisotopes, 65(2), p.93 - 112, 2016/02

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.65.93

福島第一原子力発電所事故に起因する被ばくにおいて重要な位置を占める外部被ばくの線量評価に関する最新の知見を紹介する。まず、外部被ばく線量評価の基本的な考え方を提示し、空間線量率に基づく線量評価ならびに個人線量計を用いた測定の長所と問題点について基礎データを示しながら議論する。さらに、線量評価の新たな試みについても紹介する。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,3; 環境$$gamma$$線の特徴と被ばく線量との関係

斎藤 公明; 遠藤 章

Radioisotopes, 63(12), p.585 - 602, 2014/12

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.63.585

環境中における適切な外部被ばく線量評価に必要な基本情報を提供する。まず、環境中に分布する典型的な線源から放出される$$gamma$$線の基本的な性質について説明するとともに、この性質を考慮して行われた被ばくシミュレーションにより得られた、広い年齢層に対する線量換算係数をまとめて紹介する。さらに、様々な要因による被ばく線量の変動の様子、また、空間線量率の測定値と被ばく線量の関係についても議論する。

論文

Dyed Polyvinyl Chloride films for use as high-dose routine dosimeters in radiation processing

Mai, H. H.*; Duong, N. D.*; 小嶋 拓治

Radiation Physics and Chemistry, 69(5), p.439 - 444, 2004/04

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2003.08.006
 被引用回数：21 パーセンタイル：77.76(Chemistry, Physical)

放射線加工処理用実用線量計の使用を目的として、マラカイトグリーンまたは6GX-セトグロウシンを単独で0.11wt%含む厚さ約100$$mu$$mの2種の着色ポリ塩化ビニルフィルム(PVC)の特性を調べた。これらは、基本的には線量1-50kGyの範囲で$$^{60}$$Co $$gamma$$線照射により退色する。ともに、線量計の感度及び線量応答曲線の直線性は2.5%の抱水クロラール[CCl$$_3$$CH(OH)$$_2$$]と0.15%のハイドロキノン[HOC$$_6$$H$$_4$$OH]の添加により改良できた。また、これにより、食品照射や医用品の滅菌工程の品質保証をカバーする1kGyまで下限を拡張できる。両PVCフィルムの線量応答は、25$$^{circ}$$Cと比較して20-35$$^{circ}$$Cでは一定だが、35-55$$^{circ}$$Cでは温度係数(0.43$$pm$$0.01)%/$$^{circ}$$Cを持つ。照射前及び照射後60日間は線量計の特性は25$$^{circ}$$Cで1%以内で安定である。

論文

Migration mechanisms of $$^{237}$$Np and $$^{241}$$Am through loess media

田中 忠夫; 向井 雅之; 前田 敏克; 松本 潤子; 小川 弘道; Li, Z.*; Wang, X.*; Fan, Z.*; Guo, L.*; Liu, C.*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 256(2), p.205 - 211, 2003/05

https://doi.org/10.1023/A:1023916829838
 被引用回数：3 パーセンタイル：25.75(Chemistry, Analytical)

中国山西省から採取した黄土中における$$^{237}$$Np(V)及び$$^{241}$$Am(III)の移行実験をカラムシステムで実施するとともに、NpとAmの黄土への吸着メカニズムを溶媒抽出法で調べた。カラムへ流入したNpのほとんどはカラム流入端に吸着し、その吸着は表面錯体形成に基づくことがわかった。また、黄土層中におけるNpの移行は分配係数モデルでおおむね評価できることを示した。一方、Amは流入液中で粒子状化学種を形成し、移行する間に黄土層によって捕獲されることがわかった。そのような粒子状Am化学種の移行は濾過理論で説明できることを示した。

報告書

Dose coefficients for radionuclides produced in high energy proton accelerator facilities; Coefficients for radionuclides not listed in ICRP publications

河合 勝雄; 遠藤 章; 野口 宏

JAERI-Data/Code 2002-013, 66 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-013.pdf:2.75MB
JAERI-Data-Code-2002-013-DoseCD.pdf:81.85MB

半減期10分以上の核種とそれらの娘核種の中でICRP Publicationに収録されていない核種、及び、核破砕中性子ターゲット中に生成される半減期10分未満の核種等、計334核種に対して、単位摂取量あたりの預託実効線量(線量係数)等を計算した。線量計算には、原研において既に整備されているDECDC、また、核破砕ターゲット中に生成される核種に対して、評価済核構造データファイル(ENSDF)から新たに編集した崩壊データライブラリを用いた。線量係数の計算は、ICRPの呼吸気道モデル及び体内動態モデルに基づいた計算コード“DOCAP"を用いて行った。計算した線量係数等は、ICRP Publ.68及び72と同一形式の表にまとめた。さらに、核種ごとに、作業者及び公衆の各年齢群について、10種類の粒径に対する吸入摂取,経口摂取,血液注入に対して計算した線量係数等の表をCD-ROM“DoseCD"に収録し、検索・閲覧できるように整備した。本研究により計算された線量係数等を、ICRPにより既に整備されている線量係数等と併せることにより、大強度陽子加速器施設において生成される多様な核種に対する内部被ばく線量評価に対応することが可能となった。

報告書

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 狭隘流路での沸騰熱伝達, 原子力基礎研究 H10-027-4 (委託研究)

神永 文人*

JAERI-Tech 2002-012, 68 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-012.pdf:2.45MB

シビアアクシデント時の伝熱現象における1つの素過程として、溶融炉心の長期の冷却特性に対して重要な事象である狭隘流路内の低流量条件下での沸騰熱伝達の解明を行った。自然循環条件下での実験と解析の結果、水を使用した結果とエタノールの一部の結果では、沸騰熱伝達に対する管径の影響が明確に現れ、細い管ほどまた圧力が高いほど熱伝達率が増加し、その値はプール沸騰の場合と比べかなり大きくなることが示された。また流動様式が環状流に遷移し、液膜の蒸発熱伝達が支配的であると仮定して解析すると、熱伝達を良く評価できることが示された。強制循環条件下での実験と解析の結果、ウエーバ数が伝熱様式に重要な影響があることが示された。ウエーバ数が0.15より小さい循環条件(質量流束62kg/m$$^{2}$$s以上)では、従来の強制循環での沸騰熱伝達とほぼ類似の特性を持つ。また、今回の実験範囲である低質量流束条件であっても、細管であるため対流熱伝達率は大きくなる。そのため、低熱流束領域では対流の効果が大きくなり、見かけ上、沸騰熱伝達が促進される。この場合、限界熱流束は甲藤のL領域相関で予測できる。一方、ウエーバ数が0.2より大きい循環条件(質量流束53kg/m$$^{2}$$s以下)では、沸騰熱伝達はより促進され、その促進は熱伝達様式が環状流での液膜蒸発熱伝達に遷移するためであることが示された。ただ、限界熱流束は甲藤のL領域相関式よりかなり小さくなる。その原因は、ウエーバ数が大きいため、液膜が伝熱面から剥離しやすくなり、小さな流量変動で、位置的,時間的にドライな状態が伝熱面に形成されやすくなるためである。したがって、低流量での狭隘流路内沸騰熱伝達評価には、実際に流路を流れる流量の考慮が最も重要であることが示唆された。

論文

Influence of pressure on cesium release from irradiated fuel at temperatures up to 2,773K

工藤 保; 日高 昭秀; 中村 武彦; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(10), p.910 - 911, 2001/10

https://doi.org/10.3327/jnst.38.910
 被引用回数：10 パーセンタイル：58.96(Nuclear Science & Technology)

本報告は、最高温度2,773Kは同様にして圧力だけ異なる最初の2回の照射済燃料からの放射性物質放出実験、VEGA-1及びVEGA-2で得られたセシウム放出における圧力の影響について述べたものである。1.0MPaの圧力で実施したVEGA-2でのセシウムの放出割合は、大気圧で実施したVEGA-1のそれより小さかった。圧力による両実験での放出速度の相違を定量化するために、セシウムの放出率係数を評価したところ、約1900K以上において、VEGA-1でのセシウムの放出率係数はVEGA-2実験のそれの約2.8倍であった。

論文

Cross sections for the reaction H$$^{+}$$+H$$_{2}$$(v=0-14)$$rightarrow$$H+H$$_{2}^{+}$$ at low collision energies

市原 晃; 岩本 修; Janev, R. K.*

Journal of Physics B; Atomic, Molecular and Optical Physics, 33(21), p.4747 - 4758, 2000/11

https://doi.org/10.1088/0953-4075/33/21/318
 被引用回数：62 パーセンタイル：90.25(Optics)

H$$^{+}$$+H$$_{2}$$(v=0-14)$$rightarrow$$H+H$$_{2}^{+}$$反応に対する断面積を、重心衝突エネルギーが2.5から20.0eVの範囲内で計算した。断面積は、H$$_{2}$$の初期振動量子数vが6までは非経験的分子軌道計算から得られたポテンシャル、vが7以上ではdiatomics-in-moleculesモデルポテンシャルを用い、trajectory-surface-hopping法により計算した。得られた断面積は、vが5まではvの増加に伴って急激に増大し、v=5,6でほぼ同じ大きさになる。そしてvが7よりも大きい場合は、断面積はvの増加に伴って減少していくことを見いだした。断面積のv依存性に関して、v$$leq$$5における断面積の増加をポテンシャルの形状特性から説明した。また、v$$geq$$6における断面積の減少は、解離反応の増加が原因となっていることを示した。さらに、得られた断面積から、反応速度係数を、プラズマ及びH$$_{2}$$温度(T,E)が0.1eV$$leq$$T,E$$leq$$5.0eVの範囲内で見積もった。

報告書

Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers; Coefficients for radionuclides not listed in ICRP Publication 68

遠藤 章; 山口 恭弘

JAERI-Data/Code 99-047, p.24 - 0, 1999/12

JAERI-Data-Code-99-047.pdf:0.88MB

半減期10分以上の核種の中で、ICRP Publ. 68に収録されていない149核種に対して、単位摂取量あたりの預託実効線量(線量係数)を計算した。また、不活性ガス核種に対して、実効線量率を計算した。線量係数の計算は、ICRP Publ. 66の呼吸気道モデル及びPubl. 30の体内動態モデルに基づいた内部被ばく線量計算プログラムLUDEPを用いて行った。計算には、評価済み核構造データファイル(ENSDF)から新たに編集した崩壊データを用いた。実効線量率の計算では、放射性雲からの外部照射及び肺中のガスによる肺の照射を考慮した。計算結果は、Publ. 68の表形式にまとめられた。これらは、加速器施設、核融合炉施設において生成される核種に対する被ばく線量評価に利用することができる。

報告書

SATCAP-C: 加圧水注入型式キャプセルの熱設計用プログラム

原山 泰雄; 染谷 博之; 麻生 智一; 新見 素二

JAERI-M 92-149, 78 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-149.pdf:2.53MB

JMTR内で照射される照射試験用キャプセルの型式として、内部へ高圧水を供給するタイプのキャプセルがある。本型式のキャプセルを設計するに当たっては、キャプセル内の熱挙動をできるだけ正確に把握しておく必要がある。そのための計算プログラムとしてSATCAPが作成された。現在、本タイプのキャプセルには、燃料棒照射用のBOCAキャプセルと材料試料照射用の飽和温度キャプセルがあり、照射に供されている。各々のキャプセルの照射挙動が解析された。その結果、これらキャプセルの熱挙動の解析に本計算プログラムは、十分な性能を有することが確認された。本報告書における計算プログラムSATCAP-Cは、供給水のキャプセル内への供給方法、外筒管の構造および照射試料の種類(燃料か材料か)を選択可能とし、現状で考えられる本型式のキャプセルの熱挙動を十分把握できるものである。

論文

自然環境未攪乱土壌中におけるHTガスの拡散係数およびHTOへの転換速度定数の推定

村田 幹生; 野口 宏

日本原子力学会誌, 34(2), p.149 - 152, 1992/02

https://doi.org/10.3327/jaesj.34.149
 被引用回数：2 パーセンタイル：43.73(Nuclear Science & Technology)

元素状トリチウム(HT)の放出に伴う環境被曝線量を精度よく予測計算するにあたって不可欠な、HTガスの土壌内拡散係数D及び土壌内におけるHTからHTOへの転換速度定数Kの推定を行った。カナダにおけるHTガスの野外放出実験で実測したHTガスの空気中濃度、沈着速度及び土壌内HTO沈着量分布データと、理論式によって予測されるHTOの沈着量分布との比較から、最もよく再者がフィットするDとKの最尤推定値をもとめた。細砂ローム土壌にたいするKは2.4$$times$$10$$^{-2}$$s$$^{-1}$$、Dは1.8$$times$$10$$^{-5}$$m$$^{2}$$/s、粗砂土壌にたいするKは3.2$$times$$10$$^{-2}$$s$$^{-1}$$、Dは1.8$$times$$10$$^{-5}$$m$$^{2}$$/sであることが明らかになった。

報告書

Reflood experiments in single rod channel under high-pressure condition

G.Xu*; 熊丸 博滋; 田坂 完二

JAERI-M 89-178, 35 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-178.pdf:0.74MB

原研の単一燃料棒実験装置において、再冠水実験を行った。主なパラメータは、再冠水速度、初期表面温度及び線出力である。実験は全て1MPaで行った。また、全て飽和水を注入した。実験は、0.01~0.18m/sの再冠水速度、677K~903Kの初期表面温度、及び0~2.712kW/mの線出力をカバーしている。実験では、クエンチ速度と再冠水速度の比が0.204より0.744まで変化した。高再冠水速度実験の結果は、蒸気流中にかなりの量のエントレインメント液体が存在していることを示した。クエンチ温度は、633Kより708Kまで変化し、その変化は狭い範囲、約75K以内であった。また、実験結果は、低再冠水速度及び低線出力で得られたデータを除けば、同じLo(クエンチフロントよりの距離)の値に対して、膜沸騰熱伝達係数は狭い範囲で変化することを示した。

論文

Analysis of reactivity coefficients of the Chernobyl reactor by cell calculation

土橋 敬一郎; 秋濃 藤義

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(12), p.1055 - 1065, 1987/12

https://doi.org/10.3327/jnst.24.1055
 被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)

SRACコードシステムを用いてチェルノブイリ炉の一連の格子計算を行い、基本的な核特性を求め、原研で行う事故解析に供した。計算は2段階の格子モデルに基づいている。第1段階は燃料集合体や制御チャンネルを含む黒鉛ブロックを単位とする格子を想定し、第2段階は14体の燃料チャンネル、2体の制御チャンネルを含む16チャンネルを単位とする格子を想定した。ボイド率の増加に起因する反応率の変化を核種毎に調べた結果、正のボイド係数及びその燃焼依存性や制御棒挿入の効果をもたらす機構を明らかにした。モンテカルロコードUIMを用いて、燃料チャンネルの反応率のボイド効果について比較を行い、統計誤差の範囲内で一致をみた。取り出し燃料の組成、ボイド係数やその他の反応度係数、動性パラメータ及びそれらの燃焼性についての結果は、ソ連及びその他の研究機関によって報告された値と満足できる一致を得た。

論文

Experimental studies on the thermal and hydraulic performance of the fuel stack of the VHTR, Part II; HENDEL multi-channel test rig with twelve fuel rods

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭

Nucl.Eng.Des., 102, p.11 - 20, 1987/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(87)90263-9
 被引用回数：5 パーセンタイル：50.7(Nuclear Science & Technology)

高温ガス試験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T$$_{1}$$)により、燃料体1カラムに関する伝熱流動試験を行った。併せて3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。均一出力分布試験により得られた燃料棒の熱伝達は、1チャンネル試験の結果と良く一致し、スペーサゾブにより伝熱が促進されることが確認された。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させた不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験及び炉心内出力分布を模擬した傾斜出力分布試験における黒鉛ブロック水平断面内の最高温度と最低温度の差は、それぞれ約35$$^{circ}$$C、約20度であった。

論文

Diffusion-controlled tritium release from neutron-irradiated $$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$

奥野 健二; 工藤 博司

Journal of Nuclear Materials, 138, p.210 - 214, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(86)90007-3
 被引用回数：33 パーセンタイル：93.33(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射した$$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$中に生成したトリチウムの加熱放出挙動、特にトリチウム放出速度を中心に研究を行った。真空中で、1170Kまで加熱することによって、$$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$中に生成したトリチウムは、すべて放出されることが明らかとなった。その化学形は、大部分(約95%)HTOであった。HTO(g)放出過程では、トリチウム(T$$^{+}$$)の$$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$結晶中での拡散が律速であることが判明した。630から925Kの温度範囲におけるトリチウムの拡散係数は、D=2.1$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$exp[-90.3(kJmol$$^{-}$$$$^{1}$$)/RTcm$$^{2}$$s$$^{-}$$$$^{1}$$,であった。$$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$に対するトリチウムの拡散係数は、同温度範囲において、Li$$_{2}$$Oのそれと比較して、約2桁小さいことが判明した。

報告書

多目的高温ガス実験炉の炉内流量配分感度解析; 詳細設計(II)システム調整(1)phase 1に基づく

文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*

JAERI-M 85-186, 58 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-186.pdf:1.33MB

本報告は多目的高温ガス実験炉の詳細設計(II)システム調整(1)合理化システムの立案の中で設定された炉心を対象として実施した炉内流量配分感度解析について述べたものである。本研究の目的は、炉内流量配分解析データを再評価し、燃料冷却に直接寄与する流量である炉心有効流量の増加を計ることである。得られた結果は以下の通りである。(1)炉心有効流量に対し感度の高い項目は、クロス流れ係数及ひ固定反射体面間ギャップ量である。(2)感度の低い項目は、固定反射体シール要素のシール性能、上部遮蔽体ギャップ量、高温プレナムブロックのシール要素のシール性能及びギャップ量である。(3)解析データを再評価することによって、フランジ型の36本型燃料体を用いる場合、炉心有効流量割合は約90%となり、システム調整(1)phase1炉心における値に比べて約5%増加する。

報告書

OWL-1ループ1次冷却系に放出されたFPの測定

山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄

JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-007.pdf:1.65MB

JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(および$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Np)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてI$$^{-}$$であったが、原子炉停止直後にはI$$^{+}$$$$^{5}$$$$^{,}$$$$^{+}$$$$^{7}$$(IO$$^{-}$$$$_{3}$$,IO$$^{-}$$$$_{4}$$)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主として$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの量と系内水洗時の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$lに水中の除去効率、ループの気水分離器内での$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。

論文

Kinetic studies of tritium release process in neutron-irradiated Li$$_{2}$$O and LiOH

工藤 博司; 奥野 健二

Journal of Nuclear Materials, 101, p.38 - 43, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(81)90442-6
 被引用回数：56 パーセンタイル：97.86(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射したLi$$_{2}$$O(s)およびLiOH(s)中に生成するトリチウムは、真空中での加熱により、いずれの場合にもその大部分がトリチウム水(HTO)の形で固相から放出される。このトリチウム放出過程を速度論的に解析した結果、両者のトリチウム放出機構の間に違いのあることが判明した。LiOH(s)からのHTO(g)放出は、2LiOH(s)$$rightarrow$$Li$$_{2}$$O(s)+H$$_{2}$$O(g)と同様な過程で進行し、固体表面からのHTO分子の脱離が律速段階となる。他方、Li$$_{2}$$O(s)からのHTO(g)放出過程では、トリチウム原子(あるいはイオン)の固相での拡散が律速となる。ただし、Li$$_{2}$$O試料の表面近傍に不純物として存在するLiOHが、HTOの生成に重要な役割を演ずるものと解釈される。中性子フルエンス(nvt)を5.4$$times$$10$$^{1}$$$$^{5}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$から8.9$$times$$10$$^{1}$$$$^{7}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$の範囲で変化させ、トリチウムの拡散定数を求めたが、それによる大きな変化は見られなかった。一例として、nvt=8.9$$times$$10$$^{1}$$$$^{7}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$のときの拡散定数としてD=5.1$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$exp{-(23.9$$pm$$1.7)$$times$$10$$^{3}$$/RT}cm$$^{2}$$s$$^{-}$$$$^{1}$$を得た。

論文

Preliminary results of benchmark tests on JENDL-2

菊池 康之; 成田 孟; 高野 秀機

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(7), p.567 - 570, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jnst.17.567
 被引用回数：15 パーセンタイル：93.7(Nuclear Science & Technology)

JENDL-2の編集作業は現在も進行中であるが、動燃事業団におけるJUPITER計画の解析に使用するため、特に優先度の高い8核種の評価は1979年11月に完了した。それを用いて炉定数を作成し、高速炉体系に対してベンチマークテストを行った。その結果、keff、中心反応率比、中心反応度価値、ドップラー係数に対して満足すべき予測精度を得た。しいて問題点を挙げるなら$$^{1}$$$$^{0}$$Bの反応度価値をやや過小評価する事であろう。このテストの結果JENDL-2は限定公開され、現在JUPITER解析に用いられている。そこでこのテストの結果を早期に公表する事が望まれ、ここにショートノートとして投稿する。

報告書

放射性廃棄物の陸地処分に関する安全性研究; 通気層における放射性核種の分布と移動

武部 愼一; 和達 嘉樹

JAERI-M 8044, 19 Pages, 1979/01

JAERI-M-8044.pdf:0.7MB

本報は放射性廃棄物の陸地処分の安全性評価に関する基礎的研究であり、通気層中の放射性核種の挙動を知るため、砂層モデル装置により$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yの分配係数ならびに砂層中分布、砂層中移動速度を求めた。その結果、各核種の不飽和分配係数は、酸性の場合において大きく、中性およびアルカリ性の場合において小さい。放射性核種は流下に際して砂層表面層に大部分が吸着し、砂層深部に行くに従って、それらの分布比は指数関数的に減少する。井上らにより提案されている放射性核種の通気層中移動を表わす式により、核種の移動速度を算出した。それによると、酸性における各核種の移動速度は小さく、アルカリ性の場合は大きい。しかし、水の移動速度に比較するとかなり小さい値であり、$$^{6}$$$$^{0}$$Coで約1/100、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csでは約1/10,000、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yでは約1/1,000である。

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