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熊田 俊明*
JNC TJ8400 2000-017, 74 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-017.pdf:1.71MB
本報告は、本研究シリーズの第2年度(1997年度)に提案した点熱源熱物性値測定法の精度向上と、ベントナイトと珪砂の混合材(分散物質)の熱伝導率の測定を行い、水分含有ベントナイトおよび珪砂混合緩衝材の熱物性値の推算法を確立することを目的とする。緩衝材の熱物性値は、荷重によって決まる密度、水分含有率、珪砂の混合率などによって異なる。緩衝材は使用期間に、種々の温度や荷重および水分含有率の環境に置かれると考えられ、このような緩衝材の熱物性値を知ることが必要である。ベントナイトと珪砂の混合材を分散物質として、既存の分散物質の熱伝導率推算法と既存および本研究における測定値を比較することにより、より精度良い推算式を特定した。既存の熱伝導率推算式では、Frickeの回転楕円体をランダムに分散した場合の推算式と熊田の考案した任意の形状の分散体を回転楕円体に換算する方法を用いれば、精度よく混合材の熱伝導率を推算できる。また、球状分散体に適用する推算式であるBruggemanの式によっても実用上十分な精度で珪砂混合緩衝材の熱伝導率を推算できる。
佐藤 治
原子力eye, 45(7), p.27 - 31, 1999/07
国際エネルギー機関が進める国際協力研究「エネルギー技術システム分析計画」は、実施協定附属書VI計画の課題として二酸化炭素排出削減のポテンシャルと費用に関する分析を実施した。原研では、この分析の枠組みを拡張し、我が国における超長期の二酸化炭素排出削減ポテンシャルと削減費用に関する独自の分析を行い、原子力利用の長期的な役割を検討した。この分析では、対象期間を1990年から2050年までとし、MARKALモデルを用いて原子力利用の有無、二酸化炭素回収・投棄の有無、天然ガスの利用可能規模をパラメータとした複数のエネルギー需要シナリオを作成し、二酸化炭素の排出量と費用を比較検討した。その結果、原子力利用がない場合には石炭依存が増大して二酸化炭素の排出削減が困難である、回収・投棄は排出削減に有効であるが大きな費用負担を伴う、天然ガスの利用拡大のみでは二酸化炭素の排出を十分抑制できないなどの所見を得た。
天野 光; 藪内 典明; 松永 武
JAERI-Research 96-049, 125 Pages, 1996/10
JAERI-Research-96-049.pdf:4.04MB
旧ソ連及びロシアによる極東海域への放射性廃棄物の海洋投棄に関し、政府間取り決めにより、日本・韓国・ロシア三国にIAEAも含め日本海における投棄海域の共同調査が平成6年3月22日から4月11日まで行われた。原研は科学技術庁の要請によりこの共同調査に参加し、主に船上での海水中の放射性核種の直接測定、捕集材による濃縮及び海底土、捕集材、生物試料の放射能測定を担当した。今回の海洋調査では、旧ソ連及びロシアによる極東海域への放射性廃棄物の海洋投棄の影響は検出されなかったが、本報告書は原研が行った手法について、その結果も含めてまとめたものである。なお、Appendixに日本・韓国・ロシア三国にIAEAも含め検討し、科学技術庁が中心となってまとめた、英文の最終報告書を添付した。
舘野 淳
日本原子力学会誌, 36(3), p.190 - 192, 1994/00
ソ連崩壊、核兵器削減によって生じる余剰核物質の量とその処分方法、旧ソ連核兵器専門家の国外流出問題とその対策、日本海や北極海への旧ソ連核廃棄物の投棄問題などについて述べ、核軍拡競争が何をもたらしたかについて筆者の考えを記した。(原子力学会誌「原子力と国際問題」特集号への依頼原稿)
田地 弘勝; 三宮 都一; 斉藤 鷹一; 今泉 輝男
PNC TN8440 92-004, 151 Pages, 1992/01
再処理施設の処理済廃液を放出する海中放出設備のうち、再処理施設前面海域の沖合約1.8kmに設置している海洋放出口及び放出管の一部が、常陸那珂港港湾計画により、第4埠頭として埋め立てられることとなった。このため、海洋放出口を再処理施設敷地北東端近傍の汀線から沖合約3.7kmの位置に移設するとともに、海洋放出口と再処理施設を結ぶ放出管の一部を移設するものである。今回移設する放出管の範囲は、陸域部延長約0.3km、海洋部延長約3.8km総延長約4.1kmの地中埋設配管である。海中放出管施設に係る「再処理施設設置変更承認申請」は平成元年12月22日に行い、平成2年12月27日承認された。また、「設計及び工事の方法の認可申請」は、平成3年1月7日申請し、同年1月28日認可された。海中放出管施設工事は、これらの許認可を得たのち、平成3年2月8日工事に着手し平成3年12月18日をもって竣工した。この報告書は、本移設工事の概要を紹介するとともに、移設の経緯及び移設に係る調査・設計・許認可事項並びに工事の施工等全般にわたりまとめたものであり、今後の施設の保守・管理の資料として、また、類似工事の参考になれば幸いである。
戸沢 誠一*; 森山 昇; 土尻 滋; 塩田 善孝*
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(5), p.410 - 418, 1982/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.87(Nuclear Science & Technology)原子力発電所から発生する低中レベル放射性廃棄物の処理・処分のため、当所ではポリエチレン固化法を開発したが、フィルタースラッジや使用済イオン交換樹脂をポリエチレンで固化したものは、比重が1程度でセメント固化体の海洋投棄の基準の1.2に達しない。上記固化体の比重を1.2以上とするために、増重材としてBWRの濃縮廃液の主成分である硫酸ナトリウムを固化体に添加し、比重を1.2以上にした固化体の物性試験を行った。無水硫酸ナトリウムを固化体の比重が1.2以上になるように、36~38w/o混合したときの固化体の一軸圧縮強度は190~270Kg/cm
であった。また、イオン交換水中に約400日浸漬した結果では、粉末イオン交換樹脂とフィルタースラッジの場合、体積・重量共10%以内の変化にとどまった。さらに固化体からのイオン交換水中におけるナトリウムの浸出は、2
Cにおいて拡散係数で10
~10
cm/dayであり、ナトリウムの浸出量は極微量であった。
荒木 邦夫; 満木 泰郎*; 進士 義正; 石崎 寛治郎*; 峯岸 敬一*; 須藤 儀一*
JAERI-M 9389, 13 Pages, 1981/03
低・中レベル放射性廃棄物の処理処分容器としてポリマー含浸コンクリートを用いて研究してきた。本研究は次の2段階で実施した。(1)、60l(200lドラム缶の2/3寸法モデル)容器を用いたコールドおよびホット試験による予備評価、(2)200l(実寸法)容器を用いたコールド試験による容器の寸法効果である。60l容器と200l容器はそれぞれ500kg/cmと700kg/cmの耐圧容器として検討した。500kg/cmと700kg/cmの外水圧力の載荷によって、PIC容器は良好な状態を保持し、実測された最大ひずみはそれぞれ60l容器と200l容器の外側胴中央部円周方向でおよそ1380
10と395010を示した。RIの促進浸出試験をJMTRから排出した濃縮廃液を容器中に直接入れて400日間イオン交換水中に浸漬したが、放射性核種の浸出は認められなかった。その結果、PIC容器は低・中レベル放射性廃棄物の処理処分用に適していると評価された。また、容器の寸法効果も認められなかった。速報である。
戸沢 誠一; 土尻 滋; 森山 昇
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(2), p.162 - 168, 1981/00
被引用回数：2 パーセンタイル：36.87(Nuclear Science & Technology)当所においては、原子力発電所から発生するフィルタスラッジや使用済イオン交換樹脂のポリエチレン固化方法を開発したが、このような比重の小さい放射性廃棄物をポリエチレンで固化したものは、固化体の比重がセメント固化体の海洋投棄の基準である1.2に達せず、外部の封入容器が破損した場合には内容物が海面に浮上する恐れがある。本報告書は、この難点の解決策の1つとして、ポリエチレン固化体に増重体として銅製錬工程から排出する水砕銅?を添加した場合のポリエチレン固化体の諸物性の検討を行ったものである。水砕銅を30W/o程度混合して固化体の比重を1.2以上にした場合、固化体の一軸圧縮強度は150kg/cm以上であり、イオン交換水中においても500日間安定した性状を示した。さらに、減溶比については、水砕銅?を添加することにより無添加のものよりもやや低下するものの、セメントやアスファルト固化体に比べ大きいことがわかった。
Cs in the Crushed Samples松鶴 秀夫; 和達 嘉樹; 伊藤 彰彦
JAERI-M 6749, 16 Pages, 1976/10
放射性廃棄物の処分法の研究の一環として、放射性廃棄物のセメント固化体からの放射性核種の浸出を検討してきたが、本報では、セメント固化体が破砕した場合の浸出性を求めるべく、粉砕試料からのCsの浸出量はかなり高く、概念30~80%にも達することが明らかとなった。天然ゼオライトを含有せるセメント固化体では、一方、浸出量は極めて低く、1~0.1%程度であり、固化体が破砕した場合においても、この固化体が高い安全性を保持することが明らかとなった。
松鶴 秀夫; 比佐 勇; 大内 康喜; 森山 昇; 和達 嘉樹; 伊藤 彰彦
JAERI-M 6457, 11 Pages, 1976/03
放射性廃棄物セメント固化体の海洋処分にあたって、その安全性を評価するため、放射性核種の浸出量と供試体の表面積-体積比との関係を調べた。Csおよひ
Coを用いて、表面積-体積比を変化させて浸出比を求めた。その結果、CsおよひCoのいずれの場合も、浸出比と表面積-体積比との関係は比例関係にあり、平面拡散源モデルから導かれる拡散式から予想されるものと一致した。以上に得られた知見に基づいて、IAEAサイズ(4.5cm
4.4cm)の供試体を用いて得た浸出挙動から、200lドラム缶大のセメント固化体の浸出挙動の予測する。
関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇
JAERI-M 6364, 14 Pages, 1976/01
低レベル放射性廃棄物セメント固化体の海洋処分にあたって、実大規模セメント均一固化体を深海5000mと同等の条件(圧力500kg/cmG、水温2C、水平流速1~2cm/sec)におく実験を行なった。得られた結果は、次のとおりである。1)ドラム缶付きのセメント固化体では、ひび割れなどの破壊状態を認めることはできない。2)ドラム缶容器を具備しない裸のセメント固化体、固化体内部への水の浸入ならびに応力の集中化により、崩れ現象が認められた。
Coの浸出松鶴 秀夫; 比佐 勇; 大内 康喜; 森山 昇; 和達 嘉樹; 伊藤 彰彦
JAERI-M 6361, 18 Pages, 1976/01
放射性廃棄物の処分法の研究の一環として、放射性廃棄物(BWRまたはPWRからの蒸発缶濃縮廃液)のセメント固化体からのCoの水相への浸出を調べた。Coの浸出比はWa/C、塩濃度、骨材添加量、浸出液の種類と温度、および養生期間の函数として求めた。その結果、Coの浸出比はWa/C、塩濃度、骨材添加量などの因子への依存性は比較的低く、10
~10程度の値が浸出時間100日で得られる。、Coの浸出性はイオン交換水におけるより人工海水における場合の方が低く、また、浸出液の温度が低いほど低く、養生期間が長いほど低くなる。以上に得られた知見に基づいて、Coの長期における浸出量の予測を行なった。
Csの浸出江村 悟; 松鶴 秀夫; 比佐 勇; 関 晋
JAERI-M 5779, 36 Pages, 1974/07
放射性廃棄物セメント固化体の海洋処分にあたって、その安全性を評価するため、固化体からCsの環境水への浸出性を調べた。浸出試験は、IAEAの暫定指針にもとずいて、BWRおよびPWRの模擬再生濃縮廃液-セメントペーストならびにモルタル固化体を用いて行なった。浸出比は、廃液-セメント比、塩濃度、Cs添加量、骨材添加量、浸出水の種類と温度、養生期間について求めた。浸出試験結果をまとめると、(1)BWRの廃液に対しては、高炉C種セメント、PWRの廃液には普通ポルトランドセメントを用いることによって耐浸出性は向上した。(2)一般に、廃液-セメント比ならびに廃液塩濃度の滅少によって浸出比は低くなった。(3)浸出水温度が低い場合、着生期間が浸出性におよぼす影響は比較的大きい。(4)ゼオライトを添加することによってCsの浸出性は、著るしく改善された。
町田 忠司
保健物理, 9(2), p.33 - 37, 1974/02
NEAが過去5回にわたり実施して来た放射性廃棄物の海洋処分の実施状況を、国別、年度別に集計した統計を利用して説明するとともに、NEAが1974年中に制定しようとしている、海洋処分用廃棄物の収納容器に関する仕様案の概要について、UKAEAのそれと比較して解説したものである。
