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論文

Migration behavior of Np(V) in cementitious material

坂本 義昭; 妹尾 宗明; 小西 正郎*; 森山 昇*

Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM'99)(CD-ROM), 5 Pages, 1999/00

TRU核種を含む放射性廃棄物の処分場においては、セメント系材料の使用が想定されている。セメント系材料は、時間とともに地下水等の影響により劣化することが知られている。本研究は、地下水成分の1つである炭酸による劣化(中性化)した後のセメントに対するNpの吸着と移行挙動を調べたものである。バッチ法による中性化前後のセメントへのNpの吸着挙動を調べた結果、中性化そのものよりも中性化に伴う接触溶液のpHの低下によるNpの分配係数の低下の影響が認められた。一方、カラム法によるNpの移行挙動を調べた結果では、セメント成分によるNpのコロイド形成のため、カラムからの流出液中のNpが破過しない結果が得られ、コロイド形成によるNpの移行挙動への影響が確認された。

論文

セメント系材料とNp(V)およびPu(IV)の相互作用

小西 正郎*; 坂本 義昭; 妹尾 宗明*; 森山 昇*

原子力バックエンド研究, 4(1), p.47 - 55, 1997/08

人工バリアにコンクリート系材料を用いる放射性廃棄物の処分施設では、セメントによる放射性物質の閉じ込め性能を評価する必要がある。特に、セメント系の材料は、空気中の炭酸ガスや地下水中の炭酸イオンと反応することにより中性化現象が生じ、放射性核種の閉じ込め性能に影響を及ぼすことが想定される。このような、セメントの劣化による影響を評価しておくことが重要であり、$$^{239}$$Pu(IV)と$$^{237}$$Np(V)のセメントに接触した高アルカリ地下水中での挙動及び中性化したセメント材料への吸着をバッチ法により調べた。その結果、セメント接触液中では高アルカリと溶存イオンが多いため$$^{237}$$Npのコロイドが生じやすいこと及び中性化にともなう接触水のpH低下により$$^{239}$$Pu(IV)及び$$^{237}$$Np(V)のK$$_{d}$$値はおよそ1/1000に低下することが分かった。

論文

Plasma coupling test of RF heating system in JT-60

上原 和也; 池田 佳隆; 三枝 幹雄; 坂本 慶司; 藤井 常幸; 前原 直; 恒岡 まさき; 関 正美; 森山 伸一; 小林 則幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 19(1), p.29 - 40, 1992/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.12(Nuclear Science & Technology)

JT-60RF加熱装置のプラズマとの結合試験の様子が述べられている。RF加熱装置は2GHz帯と120MHz帯の高周波加熱装置で合計30MWがJT-60に入射される。全システムは、全系制御システムとリンクしたミニコンピューターで自動的に制御され、RFパワーと位相差があらかじめセットされたプレプログラムに従って、制御される。プラントデーターは装置の状況と把握するのに用いられ、RF入射中に集計、記録できるようになっている。両方の周波数帯の高周波が単独にあるいは中性粒子ビーム(NBI)入射中と連携で入射することが可能で、JT-60の追加熱実験に十分な性能を有することが示された。

報告書

交番電解除染法のTRU廃棄物への適用性検討試験

香西 直文; 土尻 滋; 森山 昇

JAERI-M 90-208, 15 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-208.pdf:0.55MB

TRU核種で汚染された金属廃棄物に対する交番電解除染法の適用性を、従来法であるアノード電解除染法と比較しながら検討した。ステンレス鋼と炭素鋼を模擬廃棄物として除染試験を行なった。ステンレス鋼及び錆のない炭素鋼では従来法であるアノード電解法が交番電解法より効果的に除染できたが、酸化層のある炭素鋼では交番電解することで容易に酸化層が除去され、短時間で除染できた。電解液は硫酸などの酸の方が中性電解液よりも短時間で除染できたが、中性電解液では溶解した鋼がスラッジを生成し、そのときに汚染核種のプルトニウムを取り込んで沈殿するので、廃液の処理が容易になると考えられる。

論文

Research on safety evaluation for TRU waste disposal

妹尾 宗明; 白橋 浩一; 坂本 義昭; 森山 昇; 小西 正郎*

Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.483 - 489, 1989/00

TRU廃棄物処理処分研究室で行っているTRU廃棄物の処分に関する安全性研究の現状について報告する。主な内容は、下北地区低レベル放射性廃棄物処分場予定地の土壌について測定した分配係数のサイトスペシフィックデータ、Npについて実施している表面荷電量と吸着量との関係に関する研究、Amについて実施している科学形の変化と分配係数に関する研究、及び、人工バリアであるモルタルセメントの中性化に伴う分配係数の変化に伴う研究である。

論文

Immobilization of TRU wastes in hydrothermal synthetic rock

森山 昇; 香西 直文; 岩本 英雄*; 山崎 仲道*

Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.371 - 375, 1989/00

TRU廃棄物を長期間にわたって健全に隔離するためにはセラミック系物質による固化が望ましい。このような観点からTRU廃棄物である濃縮廃液、廃溶媒を水熱反応によりセラミック固化する方法の開発を行った。固化材としてはガラス、ケイ石・ケイ華、またはケイ石・ガラスを、濃縮廃液としてはNaNO$$_{3}$$を処理したNa$$_{2}$$SO$$_{4}$$を、廃溶媒としてはTBPを処理したCa(PO$$_{4}$$)$$_{2}$$を使用した。これらの固化材と廃棄物とを所定の割合で混合し、アルカリ水熱条件下(~300$$^{circ}$$C、~30MPa)で固化体を作成し、固化体の特性を調べると同時にTRU核種が固化体にどう結合しているかを調べた。

報告書

浅地層土壌と合成地下水系におけるプルトニウムの分配係数の測定

妹尾 宗明; 白橋 浩一; 坂本 義昭; 小西 正郎*; 森山 昇

JAERI-M 88-038, 11 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-038.pdf:0.47MB

低レベル放射性廃棄物の浅地層処分の安全性評価に必要なデータ収集の一環として青森県上北郡六ケ所材で採取したローム、中砂、凝灰岩風化部及びモルタル成分について、合成地下水との間のプルトニウムの分配係数をバッチ法で測定した。

報告書

不飽和ポリエステル固化体の高水圧試験

佐野 文昭*; 土尻 滋; 伊藤 彰彦*; 大内 康喜; 岡川 誠吾; 森山 昇

JAERI-M 88-027, 57 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-027.pdf:5.02MB

不飽和ポリエステル固化体について、海洋処分に対する適性を調べるために、高水圧下でのRI侵出性および健全性試験を行った。

報告書

TRU工学研究棟の概念設計,1; 研究開発計画

松鶴 秀夫; 青山 三郎; 鈴木 克彦; 森山 昇

JAERI-M 85-168, 86 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-168.pdf:2.2MB

本報告書はTRU工学研究棟計画検討会及びそのワーキンググループにおいて立案した研究開発の基本計画に基づいて、当該施設の概念設計の一部として、環境安全研究部、燃料工学部、原子炉化学部、原子炉工学部の各担当者が具体的研究開発計画をとりまとめたものである。

報告書

放射性廃棄物のプラスチック固化

伊藤 彰彦; 森山 昇; 松鶴 秀夫; 土尻 滋; 藤井 英典*; 佐野 文昭*

JAERI-M 84-048, 109 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-048.pdf:2.56MB

最近、原子力発電所ではプラスチック固化が採用される気運にある。プラスチック固化の実用化にあたっては、その特性を評価し、輸送、貯蔵、処分に安全に対応させるための基準化を行う必要がある。本報告書は、このような基準化に資するため、種々のプラスチック固化体について、内外の現状、固化プロセス、固化体の特性について調査を行い、また当部で得られた研究成果をも含めてとりまとめを行い、特に基準化に関連した特性についての検討を行った。

論文

A Comparison of the acid digestion of spent ion exchange resins using H$$_{2}$$SO$$_{4}$$-HNO$$_{3}$$ and H$$_{2}$$SO$$_{4}$$-H$$_{2}$$O$$_{2}$$

松鶴 秀夫; 小林 義威; 土尻 滋; 吾勝 常勲; 森山 昇

Nucl.Chem.Waste Manage., 4, p.307 - 312, 1983/00

使用済イオン交換樹脂の減溶処理を目的に、既存の酸分解反応系H$$_{2}$$SO$$_{4}$$-HNO$$_{3}$$の代替としてH$$_{2}$$SO$$_{4}$$-H$$_{2}$$O$$_{2}$$を提案した。両反応系を用いて、酸分解条件と酸化分解率との関係、放射性核種の反応系における挙動等について比較検討を行い、H$$_{2}$$SO$$_{4}$$-H$$_{2}$$O$$_{2}$$がよりすぐれた反応系である事で見出した。

論文

Separation of Pu-Am from the leachant of a deposit in an acid digestion solution by calcium-oxalate coprecipitation

吾勝 常勲; 小林 義威; 松鶴 秀夫; 土尻 滋; 森山 昇

Sep.Sci.Technol., 18(2), p.177 - 186, 1983/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:65.94(Chemistry, Multidisciplinary)

可燃性廃棄物の酸分解処理ではPu-Amは硫酸塩として蓄積する。この硫酸塩から同アクチノイドを回収する方法を調べた。すなわち、硫酸塩中のPu-Amを水で溶出させ、シュウ酸カルシウム共沈で小容積にもたらす。本法によって、アルファ放射能4mCi/lの硫酸水溶液が0.1$$mu$$Ci/lに低減した。他方、沈殿からPu-Amを分離した。Pu,Amの全般的収率はそれぞれ80%および85%であった。

報告書

Fe(II)-H$$_{2}$$O$$_{2}$$による粉末状陽イオン交換樹脂の酸化分解

松鶴 秀夫; 歳国 正美*; 山中 彰宏*; 森山 昇

JAERI-M 82-087, 19 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-087.pdf:0.79MB

粉末状陽イオン交換樹脂(PCH)のFe(II)を触媒とした過酸化水素による酸化分解を流通式の反応装置を用いて検討した。触媒の最適濃度は0.03M付近であり、これ以上の濃度では末溶解のPCHの残留量が増加する。一方、溶解した分解生成物の残留量は触媒濃度の増加に伴って減少する。過酸化水素の添加量を増加させるほどPCHの分解率は増加するが、理論添加量の1.8倍以上に増加させても分解率は顕著に増加せず、この程度の添加量で十分である事がわかった。この時の反応容器出口での分解率は約99%であった。

報告書

水性均質臨界実験装置(AHCF)の解体撤去

森山 昇; 松鶴 秀夫; 土尻 滋; 松尾 栄司*; 早瀬 雄司*; 渡辺 秀明; 大部 誠; 服部 洋司良; 鈴木 正樹; 渡部 孝三; et al.

JAERI-M 9932, 60 Pages, 1982/02

JAERI-M-9932.pdf:3.56MB

水性均質臨界実験装置(AHCF)は重水減速均質炉の臨界実験装置として建設され、昭和36年に臨界となり、以後41年まで運転を行い所期の目的を達成した。従って、昭和42年12月25日付で設置許可の取消しを行い、一部解体撤去した後、残存物は安全に保管管理されていた。今回、原子炉のデコミッショニングに関して何らかの知見を得ることおよび施設の跡地利用を目的として、本臨界実験装置を完全に解体することとした。本報告は、実際の解体手順、方法、廃棄物の発生量、燃料の処理、燃料取扱施設の撤去、解体撤去時の放射線管理について述べたものである。

論文

Solidification of filter sludge with polyethylene

森山 昇; 土尻 滋; 渡辺 缶*

Atomkernenerg.Kerntech., 40(4), p.254 - 258, 1982/00

フィルタスラッジ(Solka-Floc)に対するポリエチレン固化法の適応性を検討した。フィルタスラッジは、乾燥後温度190$$^{circ}$$Cにて均質に固化できる。廃棄物は最大30wt%まで混入できるので減容効果が大きく、廃棄物発生量はセメント固化、アスファルト固化に比べて1/3~1/4になる。固化体の圧縮強度は255kg/cm$$^{2}$$であり、10$$^{9}$$radまでの線量を吸収しても強度は低下しない。しかし、放射線分解ガス量の82~89%を占める水素の発生量が比較的多いので、貯蔵施設の管理には注意を要する。固化体の耐水性は優れている。

論文

Density enhancement of polyethylene solidified wastes; Thickening with sodium sulfate anhydride

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:0 パーセンタイル:100(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$$^{2}$$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$$^{circ}$$Cにおいて拡散係数で10$$^{-}$$$$^{6}$$~10$$^{-}$$$$^{5}$$cm$$^{2}$$/dayであり、ナトリウムの浸出量は極微量であった。

論文

Incorporation of an evaporator concentrate in polyethylene for a BWR

森山 昇; 土尻 滋; 松鶴 秀夫

Nucl.Chem.Waste Manage., 3, p.23 - 28, 1982/00

本報は、BWR蒸発缶濃縮廃液に対するポリエチレン固化法の適応性について検討したものである。本実験では,この廃棄物の主成分である硫酸ナトリウムを、実験室規模の回分型固化装置でポリエチレン固化し、得られた固化体の均質性、密度、機械的特性、耐水性、浸出性および減容性を調べた。ポリエチレン固化法では、硫酸ナトリウムを混入率70wt.%まで均質に固化できるが、耐浸出性および耐水性から、混入率は50wt.%が適当である。混入率50%wt.%の固化体は、密度が1.28g/cm$$^{3}$$、圧縮破壊強度が213kg/cm$$^{2}$$であり、また粘り強い機械的性質を有する。この固化体のナトリウムの浸出に関する拡散係数は10$$^{-}$$$$^{7}$$~10$$^{-}$$$$^{6}$$cm$$^{2}$$/dayである。ポリエチレン固化体は、水中において体積膨張、分離および崩壊現象を生じない。また、減容効果が大きく、セメント固化する場合に比べて、固化体の発生量は1/5になる。

論文

Solidification of powdered ion exchange resins with polyethylene

森山 昇; 土尻 滋; 本田 忠博*

Nucl.Chem.Waste Manage., 3, p.131 - 137, 1982/00

粉状イオン交換樹脂(Powdex)に対するポリエチレン固化法の適応性を検討した。廃棄物は40~50wt%混入できるので減容効果が大きく、廃棄物発生量はセメント固化に比べて1/3~1/4になる。廃棄物を50wt%含む固化体は、密度が1.05g/cm$$^{3}$$、圧縮強度が230kg/cm$$^{2}$$であり、強度は1.4$$times$$10$$^{9}$$radまでの線量を吸収しても低下しない。放射線分解ガス量の70~90%を占める水素の発生量は、(2.0~2.4)$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$cm$$^{3}$$/g・Mradである。固化体からの$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出性は、拡散係数で10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{0}$$~10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{2}$$cm$$^{2}$$/dayであり小さい。また固化体の耐水性は、廃棄物混入率ばかりでなく、混入されているカチオン樹脂とアニオン樹脂の比率にも依存する。

論文

Leaching of radionuclides from a cement composite incorporating evaporator concentrate generated at a pressurized water reactor nuclear power plant

松鶴 秀夫; 森山 昇

Nuclear Science and Engineering, 80(1), p.14 - 25, 1982/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:36.72(Nuclear Science & Technology)

PWR蒸発缶濃縮廃液のセメント固化体からの$$^{3}$$H,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの水相への浸出を調べた。これらの核種の浸出速度は$$^{3}$$H$$>$$$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs$$>$$$$^{9}$$$$^{0}$$Sr$$>$$$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$>$$$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの順で大きく、その浸出性はセメント固化体中の廃棄物の量、浸出液の温度および硬化時間等に依存する。これらの結果から、最適固化条件を選ぶとともに、固化体の長期浸出性の推定を行った。

報告書

酸分解による可燃性放射性廃棄物の減容処理

松鶴 秀夫; 土尻 滋; 森山 昇; 小林 義威; 吾勝 常勲

JAERI-M 9530, 17 Pages, 1981/06

JAERI-M-9530.pdf:0.74MB

可燃性廃棄物の減容処理法として酸分解をとりあげ、イオン変換樹脂、フィルタスラッジ、ポリエチレン等の廃棄物に対する適応性を検討した。その結果、従来検討されてきたH$$_{2}$$SO$$_{4}$$-HNO$$_{3}$$反応系にくらべて、H$$_{2}$$SO$$_{4}$$-H$$_{2}$$O$$_{2}$$反応系はよりすぐれた分解率を与える事が明らかとなった。

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