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報告書

Proceedings of the Fukushima Research Conference on Development of Analytical Techniques in Waste Management (FRCWM 2018); June 19th and 20th, Tomioka Town Art & Media Center, Tomioka, Futaba, Fukushima, Japan

三枝 純; 駒 義和; 芦田 敬

JAEA-Review 2018-017, 259 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-017.pdf:53.88MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃棄物の分析技術開発に関する研究カンファレンス(FRCWM2018)」を2018年6月19日$$sim$$20日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。

論文

Sorption behavior of U and Np on zeolite

石寺 孝充; 舘 幸男; 赤木 洋介*; 芦田 敬

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.221 - 224, 2018/11

福島第一原子力発電所の汚染水処理に使用されているゼオライト中のU, Npのインベントリを評価するため、バッチ収着試験を実施した。その結果、人工海水を10%に希釈した溶液中でのUの収着分配係数が高い値を示したのに対し、人工海水中でのUの収着分配係数は低い値を示した。一方、Npの収着分配係数は人工海水の濃度によらず低い値を示した。ナトリウムイオンと全炭酸濃度をパラメーターにバッチ収着試験を実施した結果、Uの収着分配係数は全炭酸濃度によって大きく異なることがわかり、ゼオライト中の放射性核種のインベントリ評価には、核種の溶存化学種の変化を考慮に入れる必要があることが示唆された。

報告書

Proceedings of the Research Conference on Cementitious Composites in Decommissioning and Waste Management (RCWM2017); June 20th and 21st, 2017, Tomioka Town Art&Media Center, Tomioka, Futaba, Fukushima, Japan

佐野 雄一; 芦田 敬

JAEA-Review 2017-021, 180 Pages, 2017/11

JAEA-Review-2017-021.pdf:86.98MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃止措置及び廃棄物管理におけるセメント系複合材料に関する研究カンファレンス(RCWM2017)」を2017年6月20日$$sim$$21日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。

論文

Radioactive contamination of several materials following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

駒 義和; 柴田 淳広; 芦田 敬

Nuclear Materials and Energy (Internet), 10, p.35 - 41, 2017/01

2011年に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故により、放射性核種が環境に拡散し、種々の物を汚染した。発電所サイト内の汚染物,滞留水,瓦礫,土壌と植物に関して公開されている分析データを基にして、放射性核種の汚染ふるまいを検討した。放射性核種の濃度の$$^{137}$$Csに対する比を損傷燃料の組成により規格化して考察に用いた。瓦礫や土壌へのSrの移行はCsに比べて10$$^{-2}$$から10$$^{-3}$$であり、このような空気を経由した汚染に比べて、滞留水への移行が大きく、Csと同等である。Pu, AmとCmの移行は、Csに比べてごく小さい。ヨウ素、セレンやテルルの移行は、空気と水を経由するいずれについてもCsと同等以上である。$$^{3}$$Hと$$^{14}$$Cの汚染は、$$^{137}$$Cs, $$^{90}$$SrやTRU核種と独立しており、異なる移行過程による可能性がある。

論文

Approaches of selection of adequate conditioning methods for various radioactive wastes in Fukushima Daiichi NPS

目黒 義弘; 中川 明憲; 加藤 潤; 佐藤 淳也; 中澤 修; 芦田 敬

Proceedings of International Conference on the Safety of Radioactive Waste Management (Internet), p.139_1 - 139_4, 2016/11

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組みにおいては、これまでの日本の商用原子力発電所から発生してきた放射性廃棄物とは、種類, 量, インベントリが異なる様々な放射性廃棄物(事故廃棄物)が発生している。これらの処分に向け、すでに国内外で適用実績を有する廃棄体化技術の、事故廃棄物への適用性を評価する必要がある。われわれは、既存の技術の調査結果、事故廃棄物の分類、模擬廃棄物の既存固化技術による基礎固化試験の結果から、実際に適用可能な廃棄体化技術を選択する手法を検討した。まず技術の適用性を評価するフローの提案、フローにおける各ステップでの評価項目及びその基準を設定した。並行して、13種類の性状の異なる廃棄物の固化試験を実施し、硬化性や得られた固化体の強度、浸出性などの特性を調べた。次いで、基礎試験で得られた基礎試験結果を参考に、廃棄物ごとに評価フローによる固化技術の評価を進めている。本発表では、いくつかの廃棄物に対して試みた評価の結果を示す。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所から発生する滞留水・処理水及び瓦礫等の分析結果; 水分析結果(2014年度版)および瓦礫等分析結果(2014年度版)の公開

浅見 誠; 綿引 博美; 大井 貴夫; 柴田 淳広; 芦田 敬

JAEA-Data/Code 2015-020, 80 Pages, 2015/11

JAEA-Data-Code-2015-020.pdf:45.07MB
JAEA-Data-Code-2015-020-appendix(DVD-ROM).zip:602.44MB

東京電力福島第一原子力発電所から発生する滞留水・処理水の分析結果(「水分析結果」2014年度版)と瓦礫および土壌に関する分析結果(「瓦礫等分析結果」2014年度版)をまとめた。本資料では、例題を用いて「水分析結果」と「瓦礫等分析結果」の機能と使用方法を示すとともに、電子情報としてまとめられた水分析結果(2014年度版)及び瓦礫等分析結果(2014年度版)を付録CDとして提供する。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所から発生する滞留水・処理水の分析結果データベースの開発; 水分析結果データベース(2013年度版)の公開

浅見 誠; 綿引 博美; 大井 貴夫; 牧野 仁史; 柴田 淳広; 亀尾 裕; 目黒 義弘; 芦田 敬

JAEA-Data/Code 2014-016, 37 Pages, 2014/09

JAEA-Data-Code-2014-016.pdf:37.04MB
JAEA-Data-Code-2014-016-appendix(CD-ROM).zip:60.46MB

東京電力株式会社(東京電力)福島第一原子力発電所から発生する廃棄物に関する分析結果のうち、2011年度から2013年度(2014年3月末)までに日本原子力研究開発機構(JAEA)と東京電力によって公開されている滞留水・処理水の分析結果(JAEAの分析結果:25サンプル、東京電力の分析結果:313サンプル)を水分析結果データベース(2013年度版)としてまとめた。また、東京電力によって公開されている汚染水処理に係る二次廃棄物(吸着材、スラッジ)中のインベントリ評価に必要な滞留水量及び廃棄物発生量に関する情報(「福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について」等の公開資料の第0報(2011/5/31)から第143報(2014/3/25)の内容)も合わせてまとめた。本資料では、例題を用いて水分析結果データベースの機能と使用方法を示すとともに、水分析結果データベース(2013年度版)を付録CDとして提供する。

論文

Research and development on waste management for the Fukushima Daiichi NPS by JAEA

駒 義和; 芦田 敬; 目黒 義弘; 宮本 泰明; 佐々木 紀樹; 山岸 功; 亀尾 裕; 寺田 敦彦; 檜山 敏明; 小山 智造; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.736 - 743, 2013/09

東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い発生した廃棄物の管理に関して、原子力機構が進めている研究開発の成果を概観する。

報告書

地層処分放射化学研究施設 QUALITY「クオリティ」の視聴覚素材

菖蒲 信博; 柏崎 博; 芦田 敬; 佐々木 康雄; 綿引 孝宜*

JNC-TN8450 2002-003, 12 Pages, 2002/10

JNC-TN8450-2002-003.pdf:0.03MB

「地層処分放射化学研究施設」は、放射性廃棄物の地層処分システムの性能評価における信頼性を向上させるため、深部地下環境を模擬した雰囲気制御下で核種移行試験を体系的に行う施設として建設された。ここでは、「地層処分放射化学研究施設」の位置づけ、特徴、研究と試験内容等について、実際の試験模様を交えながら簡潔に紹介した視聴覚素材をCD-ROM及びVHSテープにそれぞれ収めた。

論文

RESEARCH ON NUCLIDE MIGRATION AND PERFORMANCE ASSESSMENT FOR GEOLOGICAL DISPOSAL

芦田 敬; 若杉 圭一郎

THE 2000 JOINT WORKSHOP ON HLWM KOREA AND JAPAN, 0 Pages, 2000/00

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、ニアフィールド性能を中心とした性能評価手法を開発した。この方法は、シナリオ、モデル、データの開発からなり、これらのモデルやデータベースを用いて、地下水シナリオに対する性能評価を行った。性能評価に用いたデータは、ガラス溶解速度、溶解度、分配係数、拡散係数等であり、信頼性向上のため専門家によるレビューを受けた。さらに、エントリー、クオリティでデータの信頼性確認を行った。データの詳細や性能評価の結果について、報告する。

報告書

クオリティにおける核種移行研究; 第2次取りまとめ反映に向けたデータ取得

芦田 敬; 澁谷 朝紀; 佐藤 治夫; 舘 幸男; 北村 暁; 河村 和廣

JNC-TN8400 99-083, 63 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-083.pdf:5.36MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分に関する第2次取りまとめにおいて設定されている核種移行データの妥当性の確認と信頼性の向上を目的として、地層処分放射化学研究施設(クオリティ)においてデータ取得を行った。実施した試験は、核種移行に係わる溶解度、収着、拡散に関する研究であり、以下に示す5テーマについて実施した。各試験の内容および成果の概要は以下に示す通りである。(1)Np(IV)の溶解度に及ぼす炭酸の影響に関する研究 還元条件、炭酸共存下におけるNp(IV)の溶解度をpHおよび炭酸濃度をパラメータに測定した。得られた溶解度曲線から2種類の水酸化炭酸錯体の存在が示唆され、その安定度定数を試算するとともに、既存の熱力学データと比較した。その結果、既存のデータと比較的近いことが分かった。(2)スメクタイトに対するNp(IV)の収着挙動に及ぼす炭酸の影響に関する研究 炭酸濃度をパラメータとしたスメクタイトに対するNp(IV)の分配係数(Kd)を測定した。Kdは、炭酸濃度(0.04$$sim$$0.15M)の影響を受けずほぼ一定であった。1MKC1およびHC1による脱離挙動を調べた結果、低酸素濃度側ではHC1により、高炭酸濃度側ではKC1により脱離され、2つの異なる脱離挙動が見られた。(3)岩石に対するCs,Pb,Cmの分配係数測定国内の主要岩石(玄武岩、泥岩、砂岩、花崗閃緑岩、凝灰岩)に対するCs,Pb,CmのKdをイオン強度をパラメータに測定した。得られたKdを、第2次取りまとめにおける降水系および海水系での設定値と単純に比較してみると、いずれの条件においても設定値と同程度か高めの値になっており、第2次取りまとめにおける設定値の妥当性あるいは保守性が示された。(4)圧縮ベントナイト中のPbの拡散挙動に関する研究 圧縮ベントナイト中のPbの見掛けの拡散係数(Da)をベントナイトの乾燥密度、珪砂混合率、温度をパラメータに測定した。その結果、バックグラウンドの測定精度が重要であることが分かった。現状で得られた結果より概算したDaからKdを求め、第2次取りまとめにおける設定値と比較した結果、同程度であり、設定値の保守性が示された。(5)圧縮スメクタイト中のCsの拡散に及ぼすイオン強度の影響に関する研究 ベントナイトに不純物として含まれている可溶性塩を除去した圧縮スメクタイト中のCsのDaを乾燥密度

報告書

Migration behavior of cesium released from fully radioactive waste glass in compacted sodium bentonite

芦田 敬; 小原 幸利*; 澁谷 朝紀; 油井 三和

PNC-TN8410 98-014, 30 Pages, 1998/03

PNC-TN8410-98-014.pdf:1.16MB

実高レベル放射性廃棄物ガラス固化体から放出されるCsの複合挙動および圧縮ベントナイト中の移行挙動を調査するため、蒸留水で飽和されたナトリウム型圧縮ベントナイトを用いた移行実験を室温において実施した。これらの試験条件下では、Csのガラス固化体からの浸出や圧縮ベントナイト中の拡散および収着過程は同時に起こるであろう。Csの移行挙動は地球化学および移行モデルを用いて評価した。モデル計算に必要な入力データは、それぞれの挙動を独立させた個別の実験およびモデルから導いた。浸出挙動は、浸出液中のSi濃度が飽和に到達するまではSiとの調和溶解を、飽和後はBとの調和溶解を仮定することにより推定された初期浸出速度および残存溶解速度を与えた。ベントナイト間隙水中の拡散係数は、ベントナイト表面に対する電気化学反応モデルにより評価した。また、分配係数の評価には、イオン交換モデルを用いた。さらに、それぞれのモデルには、溶液化学、ベントナイトの微小構造や表面特性および固液比が考慮され、圧縮ベントナイトに適用された。モデルを用いた計算結果は実測値とほぼ一致するものであった。

報告書

高レベル廃棄物地層処分システムの性能評価のためのCmに関する熱力学データ整備

石川 博久; 油井 三和; 芦田 敬; 澁谷 早苗

PNC-TN8410 95-402, 17 Pages, 1996/03

PNC-TN8410-95-402.pdf:0.4MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分システムの性能評価においては、核種の溶解度を熱力学計算により評価を行っている。この計算には信頼性の高い熱力学データベースを必要とする。本報においては、Cmに関しての熱力学データ整備を行ったので報告する。H-3レポートにおいて使用した熱力学データベースPNC-TDB(H30)では、CmのデータはHATCHESTDBを引用している。固相はAmをアナログとして、Amのデータをそのまま引用している。最近の報告例として、Cmの液相化学種に関する生成定数がスペシエーション分析により得られている。これらのうち、実験・解析条件が妥当と考えられるデータを用いて計算した溶解度と、Cm添加ガラスからの浸出試験結果を比較したところ、下記のデータセットを用いることにより、実験結果を良く説明できることが確認された。CmOHCO$$_{3}$$$$(cr) leftrightarrow$$ Cm$$^{3+}$$ + H$$_{2}$$O - H$$^{+}$$ + CO$$_{3}$$$$^{2-}$$ log K = -7.03 CmOH$$^{2+}$$ $$leftrightarrow$$ Cm$$^{3+}$$ + H$$_{2}$$O - H$$^{+}$$ log K = -7.56(I=0) CmOH$$_{2}$$$$^{+}$$ $$leftrightarrow$$ Cm$$^{3+}$$ + 2H$$_{2}$$O - 2H$$^{+}$$ = log K = -15.7(I=0) CmCO$$_{3}$$$$^{+}$$ $$leftrightarrow$$ Cm$$^{3+}$$ + CO$$_{3}$$$$^{2-}$$ log K = 5.34(I=0)以上のデータは、同じ三価のアクチニドで化学的性質が類似しているといわれている、Amのデータの報告値のばらつきの幅に入るものであり、化学的アナログ性に矛盾しないものと考えられる。よって、PNC-TDBに以上のデータを追加またはこれに変更するものとする。

論文

Defect structure in neutron-irradiated $$beta$$-$$^{6}$$LiAl and $$beta$$-$$^{7}$$LiAl; Electrical resistivity and Li diffusion

須貝 宏行; 棚瀬 正和; 矢萩 正人*; 芦田 敬*; 浜中 廣見*; 栗山 一男*; 岩村 国也*

Physical Review B, 52(6), p.4050 - 4059, 1995/08

 被引用回数:16 パーセンタイル:30.35(Materials Science, Multidisciplinary)

$$beta$$-LiAl中のリチウムと、中性子照射によって生成されたトリチウムの拡散が、拡散経路として働くLi原子空孔との関連で調べられた。中性子照射した$$beta$$-$$^{6}$$LiAlの電気抵抗率と、その$$beta$$-$$^{6}$$LiAlから放出されるトリチウム量を、300-800Kの温度範囲で同時測定した。この結果、Li原子空孔とAl原子位置の置換Li原子からなる複合欠陥が、$$^{6}$$Li(n,$$^{3}$$H)$$^{4}$$He反応によって分解されることが示唆された。また、$$beta$$-LiAl(Li濃度48-56%)のLi濃度51.9%以下では複合欠陥を形成しないLi原子空孔、Li濃度51.9%以上では複合欠陥中のLi原子空孔がLiの拡散を支配し、リチウムとトリチウムの拡散に密接な関係のあることが明らかとなった。

報告書

海外留学報告書 ミュンヘン工科大学

芦田 敬

PNC-TN8600 94-003, 150 Pages, 1994/08

PNC-TN8600-94-003.pdf:5.36MB

本報告書は、原子力関係在外研究員として1993年4月4日から1994年4月3日まで1年間ミュンヘン工科大学放射化学研究所において実施した「アクチニドの化学種及びコロイドに関する研究」についてまとめたものである。研究所では、主にプルトニウムを用いた試験を実施し、溶解度試験、フミン酸との相互作用に関する試験、レーザを用いたコロイド分析、レーザ光音響法(LPAS)による化学種分析等について研究を行った。その結果、今後動燃において取得すべきプルトニウムの熱力学データ及びフミン酸錯体生成定数の一部を取得することができた。また、レーザを用いた分析法により、コロイドの定性分析及び溶液中の微量元素の化学種を精度良く測定する技術を習得することができた。本研究所における海外留学により、動燃で実施している高レベル放射性廃棄物処分研究に反映すべき多くの知見及び技術を取得することができた。

論文

None

油井 三和; 芦田 敬

Migration '93, 0 Pages, 1993/12

ガラス固化体からのPuの放出及びベントナイト中の移行挙動を研究するため、Pu含有ホウケイ酸廃棄物ガラスを蒸留水で飽和させた圧縮Na型ベントナイトに埋め込んだ移行試験を室温・大気雰囲気にて実施した。これらの条件下では、Puのガラスからの浸出、圧縮ベントナイト中の拡散・収着が同時に起こると考えられ、本試験によりベントナイト中のPuの複合移行挙動に関するデータを取得した。本報告では、各々の実験データ及び既存の評価式によって解析を行ったモデリング結果と本実験結果を比較した。Pu含有ホウケイ酸廃棄物ガラスは模擬ホウケイ酸廃棄物ガラス(P0798)にPuO2粉末を加え、白金るつぼに入れ、電気溶解炉にて1300$$^{circ}C$$で2時間溶融して作製した。浸出試験はPu含有ホウケイ酸廃棄物ガラスを用い、MCC-1法にて実施し、426日までの浸出液中のPu濃度を測定した。拡散係数はPu溶液を用い、Puのみかけの拡散係数を

論文

Migration behavior of Pu released from Pu-doped glass in the compacted bentonite

芦田 敬; 油井 三和

Migration '93, 0 Pages, 1993/00

Pu含有ホウケイ酸廃棄物ガラスを蒸留水で飽和させた圧縮Na型ベントナイトに埋め込んだ移行試験を室温にて実施した。これらの条件下ではPuはPu含有ガラスからの浸出、圧縮ベントナイト中の拡散・収着が同時に起こることが考えられ、本試験によりベントナイト中のPuの複合移行挙動に関するデータを取得した。本報告では、実験結果とモデリング結果を比較した。Pu含有ホウケイ酸廃棄物ガラスは模擬ホウケイ酸廃棄物ガラス(P0798)にPuO2粉末を加え、1300$$^{circ}C$$で2時間、白金ルツボ内で溶融して作製した。モデリングにおいて使用した各パラメータは、複合試験とは独立な以下の各個別試験により得た。Puの浸出挙動はMCC-1法試験、拡散挙動は同じ種類のベントナイトにPu溶液を塗布した拡散試験、収着挙動はベントナイト共存液中にPu溶液を添加したバッチ試験から各々メカニズムを考慮して設定した。これらのパラメータを用い、複

報告書

ベントナイト及び岩石中での核種の実効拡散係数

佐藤 治夫; 芦田 敬; 小原 幸利*; 油井 三和; 梅木 博之; 石黒 勝彦; 吉川 英樹

PNC-TN8410 92-164, 31 Pages, 1992/09

PNC-TN8410-92-164.pdf:0.59MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分システムの性能評価においては、緩衝材として考えられているベントナイトや多種類の岩石中の核種移行に関する基礎データを必要とする。本報告書は、それらデータの一つである実効拡散係数について、ベントナイト及び岩石中での核種の拡散挙動に関する理論的・実験的背景を確認した上で性能評価に用いる値の設定について検討を行った。まず実効拡散係数の理論的背景を確認した上で、拡散に関するデータについて文献調査を行い、拡散係数に影響を及ぼす因子の観点から報告値を整理した。ベントナイトについては、クニピアF及びクニゲルVIの2種類の拡散データに関する技術的成果についてとりまとめた。一方岩石については、我が国に一般に分布する岩石について、既存のデータの信頼性について評価、検討を行った。以上から性能評価に必要となるベントナイト及び岩石の実効拡散係数の設定を行った。

報告書

ガラス固化体からの元素の溶出挙動と人工バリア空隙水中の溶解度評価

油井 三和; 牧野 仁史; 芦田 敬; 梅木 博之; 石黒 勝彦; 根山 敦史*

PNC-TN8410 92-161, 177 Pages, 1992/09

PNC-TN8410-92-161.pdf:3.78MB

本報告書は、高レベル廃棄物地層処分の多重バリアシステムに関する性能評価において必要となる、ガラス固化体からの元素の溶出挙動と人工バリア空隙水中の元素の溶解度について、理論的、実験的検討を行い、核種移行解析のためのデータセットの設定を試みたものである。ガラス固化体からの元素の溶出挙動に関しては、1)可溶性元素については短期的にはSiに関する一次溶解反応との調和溶解、長期的にはガラス固化体の長期溶解速度に律速される。2)難溶性元素についてはガラス表面に形成される固相の溶解度に至る反応に律速される、と考えた。これにより、可溶性元素の溶出の評価に必要なガラス固化体の初期溶解速度及び残存溶解速度を、これまでの実験データに基づいて設定した。一方、難溶性元素に対する人工バリア空隙水中での溶解度に関しては、まず各元素の天然水中での価数、支配的水溶性化学種等を考慮し使用する熱力学データの信頼性、適用性の検討を行い各元素の熱力学データの選定を行った。次に溶解度を計算するために、溶液条件である人工バリア空隙水組成をもとに溶解度制限固相の設定を行った。最後に、与えられた溶解度制限固相と人工バリア空隙水組成をもとに、溶解度を計算し、核種移行解析のためのデータセットの設定を行った。

報告書

海外出張報告-ベルギー・モル研究所

芦田 敬

PNC-TN8600 92-007, 77 Pages, 1992/02

PNC-TN8600-92-007.pdf:5.69MB

本報告書は、1991年3月から7月までの間、動燃事業団とベルギー・モル研究所との共同研究の一環としてベルギー・モル研究所において実施した核種移行試験の成果をまとめたものである。地下試験施設において1988年から継続しているトリチウム移行試験のサンプリング及び分析を実施し、計算コードを用いた解析結果との比較を行った。その結果、解析結果と実験値は良い一致を示していた。また、地上試験施設において、2種類の東濃鉱山の砂岩(垂直方向コアと水平方向コア)を用いて収着性核種(SUP134/Cs)の遅延係数測定試験を開始した。出張期間中は、遅延係数の取得までは至らず、トリチウムを用いた透水係数の測定で終了した。2種類の砂岩の透水係数を比較すると、水平方向コアのほうが垂直方向コアよりも約2倍大きな値であり、岩石の異方性が見られた。モル研究所は、トレーサとして放射性核種を使用できる地下試験設備を有しているので、今後とも共同研究を継続して貴重なデータを取得する必要があると考える。

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