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神山 秀雄*; 山本 忠利; 下岡 謙司; 武部 愼一; 小川 弘道; 田中 忠夫; 向井 雅之; 古宮 友和; S.Li*; Z.Wang*; et al.
JAERI-Research 94-009, 44 Pages, 1994/07
JAERI-Research-94-009.pdf:1.69MB
低レベル放射性廃棄物の浅地層中処分に係わる安全評価手法を確立することを目的として、中国輻射防護研究院との協力研究を5年間にわたって実施した。黄土層から成る野外試験場において
H、
Co、
Sr及び
Csの移行試験を自然条件及び人工降雨による促進条件の下で2年にわたり実施するとともに、実験室実験及びサイト特性調査により移行パラメータ等の種々の情報を得た。人工降雨条件下におけるSrの移行は局所吸着平衡モデルで解析評価できることが分かった。CoとCsの移行については速度論的吸着モデルの適用の優位性が示唆された。自然条件下におけるCo、Sr及びCsの移行現象は、人工降雨条件下の試験、実験室実験、サイト特性調査等の結果を総合的に解析することにより得た移行パラメータと吸着・移行モデルを組み合わせることにより評価できることが実証された。
下岡 謙司; 和達 嘉樹
保健物理, 25, p.107 - 114, 1990/00
コンクリートピットの放射性核種閉じ込め性能を確かめることを目的としたコンクリートピット内に
Cs溶液を約600日間貯留した。ピットから採取したコアのCs濃度分布を解析し、コンクリートピット中のCsの濃度分布は、表面に吸着したCsを拡散源とする表面近傍部での拡散にCs溶液そのものを拡散源にする内部での拡散の二つを重ね合わせることで表現できることを示し、それぞれのみかけの拡散係数1.7
10
m
/sおよび1.710
m/sを求めた。さらにコンクリートの経年変化によるバリア性能の変化を調べるため中性化コンクリート供試体中における拡散係数等の物性値を測定し、物性値に中性化による大きな変化が無く、放射性核種移行阻止能は低下しないことを明らかにした。
Csの拡散に関する研究武部 愼一; 下岡 謙司; 蔵本 讓*; 和達 嘉樹
JAERI-M 89-211, 15 Pages, 1989/12
低レベル放射性廃棄物の人工バリア性能を高度化することを目的として、セメントモルタルを不透水化処理(XYPEX処理)した供試体に対するCsの浸透実験を行った。その結果、不透水化処理した供試体深部におけるCs濃度は未処理の場合に比較して1桁程低くなることを見出した。この供試体内部へ拡散浸透したCsの濃度分布から計算により求めたみかけの拡散係数は、未処理セメントモルタルの場合では、9.110
cm/dayであったのに対して、不透水化処理した場合では4.010cm/dayとなった。このような不透水化処理を行うことにより、セメントモルタルのみかけの拡散係数を小さくすることができることが分かった。
下岡 謙司
JAERI-M 89-156, 61 Pages, 1989/10
土壌充填材の持つ放射性核種閉じ込め性能を確認する試験を、「人工バリア安全性実証試験」の一環としてコンクリートピット中で実施した。一つは土壌充填材の表面に放射性水溶液を散布した試験であり、もう一つは、土壌充填材中に放射性廃棄物模擬セメント固化体を埋設した試験である。これらの土壌充填材の表面には、降雨量相当の水が2年間にわたって散布された。これらの試験結果に基づき、コンクリートピット中に充填された土壌中における水分移動及び放射性核種移動の解析を実施した。本報告書は、この実証試験に基づく土壌充填材中での水分移動ならびに放射性核種移動の解析手法およびその解析結果について述べたものである。ここで述べたオイラー・ラグランジェ手法は土壌充填材中のCs、
SrおよびCoの移行シミュレーションに有効な方法であることが確認された。
下岡 謙司; 武部 愼一; 井伊 博行; 弘末 文紀; 山田 容; 宮原 英明*; 和達 嘉樹; 平野 見明
Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.581 - 586, 1989/00
低レベル放射性廃棄物の浅地中処分における人工バリアの核種移行特性を実証試験装置を用いて調べた。すなわち、放射性核種溶液に対するコンクリートピットのバリア性能とセメント固化体からの核種溶出に対する埋戻し材(充填材)のバリア性能を調べた。その結果、いづれも十分なバリア性能を有することが明らかとなった。
下岡 謙司; 阿部 美紀也
JAERI-M 88-185, 25 Pages, 1988/10
コンクリート中の微小間隙幅中の流れについて、実験と解析を行ったものである。0.1mmの平行間隙をコンクリートで作製し、水頭一定下で水温を徐々に変化させた場合また水温一定下の場合で、この亀裂からの漏水量を測定した。その結果、このような微小亀裂幅中の流れも層流であり、ナビエ・ストークスの式が適用できること、すなわち漏水量は亀裂幅の3乗及び圧力勾配に比例し、粘性係数に逆比例することを実験で明らかにした。
Csに対するセメントモルタルのバリア性下岡 謙司; 武部 愼一; 和達 嘉樹
保健物理, 23, p.327 - 329, 1988/00
濃度上限値を越える低レベル放射性廃棄物の人工バリア性能の高度化研究の発端として、セメントモルタルに対するCsの浸透実験を行った。その結果、セメントモルタル供試体中へ拡散浸透したCsの濃度分布より計算した拡散係数は約710cm/dayを示し、従来の浸出実験から得られた拡散係数と比較すると多少小さな値が得られた。
熊田 政弘; 中越 章雄*; 下岡 謙司; 村岡 進; 中村 治人
JAERI-M 87-171, 36 Pages, 1987/10
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、人工バリアの一つである緩衝材の候補に挙げられているベントナイト/珪砂混合物の原位置における特性を調べるため、花崗岩岩盤の地下40mに試験室に掘削した、直径1m、深さ5mの模擬処分孔に圧縮成型した緩衝材と電気ヒータを埋め込んで加熱試験を行なった。試験孔への地下水の流入を遮断した状態で、1800時間の加熱試験を行なった結果、緩衝材は、ヒータ近傍で乾燥し、その外側では水分が濃集して初期水分量を上回る部分が現われ、緩衝材中の水分が加熱に伴い再配分されていることが分かった。実験室で測定した緩衝材のデータを基にして有限要素法によって計算した温度分布と実測値とを比較することにより、緩衝材の熱伝導率は、温度の上昇と水分の移動に伴って変化していることが分かった。
熊田 政弘; 村岡 進; 下岡 謙司; 岡本 雅道*; 荒木 邦夫
JAERI-M 87-164, 24 Pages, 1987/10
高レベル放射性廃棄物の地層処分に際して、岩盤と廃棄物固化体容器との間に充てんされる緩衝材としては、ベントナイトが有力な候補材料に挙げられている。
熊田 政弘; 木村 英雄; 下岡 謙司; 中越 章雄*; 村岡 進; 柳田 剛*; 雨宮 清*; 犬竹 章郎*; 中村 治人; 荒木 邦夫
JAERI-M 86-044, 87 Pages, 1986/03
昭和58年度から花崗岩岩体中に原位置試験室を開設し、これまでの試験技術をもとに原位置での実験手法や評価手法を確立する為に岩盤加熱試験、元素移行試験及び材料耐久性私権を行ったので、その結果を報告する。岩盤加熱試験の結果、健岩部での実測温度は計算温度と良く一致する事、また亀裂部では地下水による熱の移動が無視できない事が分かった。ヒ-タ-近傍の亀裂部分では岩盤の歪み 及び透水性の変化が認められた。元素移行試験の結果、亀裂中での元素移行が支配的である事、及び岩体中での拡散も移行要因として重要である事が分かった.材料耐久試験では、10種の鋼種について熱処理した試料を用いて約75
Cで応力腐食割れ試験を行ったが、12ケ月経た時点で2,3のVノッチ試験片に応力腐食割れ感受性が認められた。
下岡 謙司; 中村 治人; 柳田 剛*; 村岡 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(10), p.833 - 840, 1985/00
被引用回数：3 パーセンタイル：47.07(Nuclear Science & Technology)岩石への放射性核種の吸着現象は結晶粒界への浸み込みと、その間隙水中での結晶表面での化学反応によるものと考え、岩石を粉砕しない状態で吸着実験を行った。花崗岩の小片への
Cs,
Sr,
Am及びNpの拡散を調べたところ、CsとSrは各イオンが吸着平衡を保ちながら拡散する機構で説明できる分布を示したが、Am及びNpは溶液中での存在状態に大きく依存している様子がうかがえた。Amは岩石表面への沈着、Npについては担体量が多く、岩石側に反応容量がなく早く拡散する。しかし、徐々に液性変化が起り吸着が進行する。花崗閃緑岩,安山岩,玄武岩,流紋岩,及び花崗岩について吸着試験を行った。Amは岩石の種類に関係なく、間隙水量にほぼ比例した吸着量を示した。流紋岩は特に水を吸いやすく、Cs,Sr及びNpの間隙水当りの吸着量は他の岩石に比べて少ない。
下岡 謙司; 宇都宮 透*; 川澄 脩*; 海蔵寺 忍*; 村岡 進; 田代 晋吾; 荒木 邦夫
JAERI-M 83-040, 55 Pages, 1983/03
高レベル放射性廃棄物処分場の建設及び廃棄物の埋設が周辺岩盤に及ぼす応力及び処分後の熱の影響を解析した。このため、掘削地圧及び熱応力についてモデル解析を行い、地層処分に関連する問題点を摘出した。この結果、処分場の温度分布に及ぼす坑道換気の影響は大きい事、即ち処分場閉鎖時期の選定は熱の観点から重要である事がわかった。一方力学的な影響に関しては、高レベル放射性廃棄物を岩盤中に埋設するとその崩壊熱により周辺の塑性域が拡大する事がわかった。但し塑性域の拡大に対する崩壊熱の影響は、掘削地圧の影響と比較すると小さく、この掘削地圧は岩盤にかかっている初期応力の状態に大きく左右される事がわかった。
下岡 謙司; 須田 真太郎*; 荒木 邦夫
JAERI-M 82-163, 47 Pages, 1982/11
地下深部における岩盤の熱伝導率を測定する手法として、ヒーター加熱による岩盤の温度上昇から熱伝導率を求める手法について述べたものである。変朽安山岩体内部で地表面下約90mの深さの坑道側壁に、水平・平行に6本のボーリング孔を壁面から2.5m~4.5mの深さに掘り、そのうち1本に電気ヒータを設置し開口部をセメントで埋めた。他の5本にはヒータ中心からの距離0.5~2.0mで熱電対11本を埋め込み開口部を全てセメントで塞いだ。47mm
、長さ1mのヒータに、出力880Wで61日間通電し、周囲の岩盤の温度上昇を測定した。岩盤の熱伝導率は、岩盤が均質で無限大であり、熱伝導率は温度に依らず一定、という仮定のもとに定常計算により求められ、2.1W/m・Cという値が得られた。この値はコアーサンプルの実験室での測定値1.5~1.6W/m・Cと比較するとわずかに大きな値である。
山形 茂*; 下岡 謙司; 妹尾 宗明; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 9432, 18 Pages, 1981/04
地層処分の総合的安全評価の一環として、花崗岩に対するセシウム元素の分配係数を測定した。その結果、溶液中のセシウム濃度が一定のときは、花崗岩の試料粒度にかかわらず単位重量当りの花崗岩へのセシウム吸着量は、ほぼ一定の値を取り、この値から計算される分配係数の値もほぼ一定の値を取ることが明らかになった。また、花崗岩へのセシウム吸着量から計算される分配係数について、少くともセシウム濃度約5
g/mlから1000g/mlの範囲では、分配係数は20~1ml/gまで変化し、濃度依存性が認められるが、一方これより低いセシウム濃度範囲では分配係数の値は約20ml/gとなり、濃度依存性が認められなくなることが推定された。
下岡 謙司; 石崎 寛治郎*; 岡本 雅道*; 熊田 政弘; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 9247, 28 Pages, 1980/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、廃棄物から発生する崩壊熱の岩石に及ぼす影響を考慮し、岩石の耐熱性の観点から廃棄物固化体の処分条件を設定することを目標に岩石の熱特性について検討した。我が国の地層を構成する代表的な岩石である珪藻土、流紋岩、変朽安山岩、砂岩、石灰岩、玄武岩、花崗岩、ゼオライト質岩、安山岩および凝灰岩に関して、比熱、熱伝導率、熱膨張率、一軸圧縮強度および示差熱分析等の熱物性を測定し、これらの結果に基づき処分地層としての岩石の耐熱性について高察を試みた。速報である。凝灰岩(
1450C)、安山岩(1300C)、ゼオライト質岩(1250C)、花崗岩(1200C)、玄武岩(1150C)がかっこ内に示した融点まで比較的安定した耐熱性を有することがわかった。石灰岩は650Cで脱炭酸を生じ、珪藻土(200C)、流紋岩(450C)、砂岩(600C)、変朽安山岩(500C)はそれぞれの温度で分解が起こるので、これ以下の温度で工学的貯蔵をする必要がある。
棚瀬 正和; 一色 正彦; 下岡 謙司; 本島 健次*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.83 - 85, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.29(Nuclear Science & Technology)中性子照射したUOから昇華法によりMoを製造する際、カプセルとしてAlを使用する場合のこのカプセルの安全性の評価,溶解,固化について検討した。安全性評価では、照射時の温度分布を求め、カプセルの溶解はNaOH溶液で試み、固化はゼオライト状固体を得るため、SiO粉末を加える方法を採用した。その結果、Alカプセルは74Cになり、十分耐熱性があることが確認できた。また、カプセルの溶解は3MNaOHが最適でSiO粉末添加によるその固化は容易だった。固化後、100Cの熱処理ではゼオライトの生成はみられなかったが800Cではその生成が確認できた。さらに、中性子照射したAlカプセルを使用した固化体からの水への放射性物質の溶出を試み、Sb以外の溶出は見られなかった。
妹尾 宗明; 馬場 恒孝; 田代 晋吾; 下岡 謙司; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 8571, 9 Pages, 1979/11
高レベル廃棄物固化体の長期安定性の評価及び、地層処分条件を考慮した浸出率測定を行なうため、新たに耐圧ソックスレー型浸出率測定装置の開発を行なった。この装置を用いて、100Cから300Cまでの間の模擬廃棄物ガラス固化体の浸出率温度依存性の検討を行なった。295Cにおける浸出率は、100Cにおける値に比べ、セシウムでは約20倍、ナトリウムについては約7倍の増加が認められた。処分地層内では、処分初期においては、固化体近傍で、約100Cになることが予想されるので、高温における浸出率の評価は不可欠なものである。また、長時間の浸出率の評価を行うためにも、本装置は、高温における加速浸出試験法として適用可能である。
本島 健次; 榎本 茂正; 星野 昭; 妹尾 宗明; 下岡 謙司; 磯 修一
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(11), p.685 - 688, 1973/11
チタン酸ストロンチウムの新らしい合成法について報告する。硝酸ストロンチウムとメタチタン酸、アナターゼおよびルチル型の二酸化チタンとの反応を熱重量分析、示差熱分析法によって検討し、生成した化合物をX線回折法によって同定した。硝酸ストロンチウムとメタチタン酸との混合物は、約600Cにおいて、見かけ上の吸熱反応によってチタン酸ストロンチウムに合成される。この方法は、放射性ストロンチウム(Sr)を用いる線源、熱源の調整に利用すると有効である。
本島 健次; 榎本 茂正; 星野 昭; 妹尾 宗明; 下岡 謙司; 磯 修一
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(10), p.639 - 640, 1973/10
珪酸ストロンチウムは化学的に安定な化合物であるため、これをSr
線源の化合物形態として用いることができる。その合成法には、ORNLのMackey,Caseの報告があるが、とくに放射性ストロンチウムを対象とするさい2~3の欠点がある。ここでは、硝酸ストロンチウムとシリカゲルを出発原料とする合成反応について、熱重量分析法、示差熱分析法によって検討し、生成物の化学形をX線回折法によって同定した。上記の混合物は、約600Cにおいて反応して珪酸ストロンチウムに変わることが明らかになった。この方法は、Sr線源の調製法として利点が多い。
