検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 48 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Effects of helium on irradiation response of reduced-activation ferritic-martensitic steels; Using nickel isotopes to simulate fusion neutron response

Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*

Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:16.97(Materials Science, Multidisciplinary)

Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with $$^{58}$$Ni and $$^{60}$$Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300$$^{circ}$$C and radiation-softening at 400$$^{circ}$$C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The $$^{58}$$Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the $$^{60}$$Ni-doped samples. The greater helium production of $$^{58}$$Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.

論文

Diffusion and sorption behavior of HTO, Cs, I and U in mortar

赤木 洋介*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 坂本 浩幸*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.233 - 236, 2018/11

福島第一原子力発電所の廃止措置によって放射性物質によって汚染されたコンクリートが多量に発生することが想定される。廃止措置や放射性廃棄物管理(除染や処分等)のための計画を策定するうえでは、コンクリート材料中の放射能インベントリや分布を推定することが重要となる。本研究では、OPCモルタル中のHTO, Cs, I, Uの実効拡散係数(De)及び分配係数(Kd)を、透過拡散試験及びバッチ収着試験によって実測した。取得されたDeはHTO, I, Cs, Uの序列となり、陽イオン排除効果がOPCモルタルにおいて重要なメカニズムであることが確認された。バッチ試験で得られたKdは、拡散試験で得られたKdより1桁以上高い値となり、試料の粉砕が収着に対して影響を及ぼすことが確認された。OPCモルタル中の拡散・拡散メカニズム理解は、放射性核種のコンクリートへの浸透挙動の予測するうえで重要である。

論文

Hydrogen behavior in primary precipitate of F82H steel; Atomistic calculation based on the density functional theory

渡辺 淑之; 岩切 宏友*; 村吉 範彦*; 加藤 太治*; 谷川 博康

Plasma and Fusion Research (Internet), 10, p.1205086_1 - 1205086_2, 2015/12

材料中の水素は、格子欠陥(転位,欠陥集合体,析出物,粒界など)と強く相互作用して材料の特性・形状変化を促進させることが懸念されているが、そのメカニズムについてはいまだ十分に明らかになっていない。本発表の内容は、F82H鋼の主要析出物であるクロム炭化物(Cr$$_{23}$$C$$_{6}$$)を対象とし、同炭化物中の水素の存在状態を電子論的に評価した内容をまとめたものである。解析より、同炭化物中の水素原子の安定構造はCrに囲まれた三方両錐体中心位置であり、各原子の電荷に起因した構造であることを明らかにした。また、算出された水素の形成エネルギーは-0.48eV(発熱型反応)であった。ここで、純鉄中の水素原子の形成エネルギーが+0.25eV(吸熱型反応)であることから、F82H鋼中において水素原子は、Feベースの母相よりもCr$$_{23}$$C$$_{6}$$ベースの析出物に捕獲されている方がよりエネルギー的に有利である可能性が示唆された。これらの知見は、照射下材料の水素効果を予測するための要素技術開発に重要となる。

論文

Physical properties of F82H for fusion blanket design

廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10

 被引用回数:41 パーセンタイル:96.55(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。

論文

Reduction of contaminated concrete waste by recycling aggregate with the aid of pulsed power discharge

Arifi, E.*; 石松 宏一*; 飯笹 真也*; 浪平 隆男*; 坂本 浩幸*; 舘 幸男; 加藤 博康*; 重石 光弘*

Construction and Building Materials, 67(Part B), p.192 - 196, 2014/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:26.11(Construction & Building Technology)

福島第一原子力発電所の事故によって多量の放射性汚染コンクリートが発生している。放射性廃棄物としての汚染コンクリートの減容化に対するパルスパワー放電の適用可能性が調査された。汚染コンクリートは、パルスパワー放電過程で、非汚染粗骨材を汚染マトリクスから分離することにより除染される。本研究では、放射性汚染コンクリートを模擬するために、Csの安定同位体を用いた。試験の結果、汚染コンクリートから回収された骨材の体積は最大で60%であり、一方で、回収骨材中のCsはおおよそ3%であった。大部分のCsは、放電過程で水中に移行した。これらの結果より、パルスパワー法によって、骨材の再利用による汚染コンクリートの減容できる可能性が示された。本手法の実際の廃棄物への適用性を評価していくため、より実際の廃棄物に近い条件で試験を実施する必要がある。

論文

The Effect of alkaline alteration on sorption properties of sedimentary rock

下田 紗音子*; 中澤 俊之*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 清田 佳美*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1665, p.179 - 184, 2014/09

セメント系材料によるアルカリ環境の影響については、高レベル廃棄物地層処分の性能評価において評価される必要がある。本研究では、幌延深地層研究所の堆積岩のアルカリ変質及び未変質試料を用いて、Cs, Ni, Thの収着挙動を調査した。バッチ法で得られた模擬地下水系でのCs, Ni, ThのK$$_{rm d}$$は、変質の度合いに応じて変化した。CsのK$$_{rm d}$$は変質とともに増加傾向を示し、二次鉱物がイオン交換反応によるCs収着に寄与していることが示唆された。一方、NiとThのK$$_{rm d}$$は変質の進行とともに低下した。この変化は、NiとThの表面錯体による収着を支配する粘土鉱物の溶解に起因している可能性がある。これらの結果は、岩石のアルカリ変質がK$$_{rm d}$$に及ぼす影響が、変質岩石の表面特性と収着メカニズムに依存することを示すものである。

報告書

花崗岩試料を用いた収着・拡散試験及び間隙率測定

國丸 貴紀; 森川 佳太; 舘 幸男; 久野 義夫*; 細谷 真一*; 下田 紗音子*; 加藤 博康*; 中澤 俊之*; 生瀬 博之*; 久保田 政子*

JAEA-Data/Code 2012-013, 96 Pages, 2012/07

JAEA-Data-Code-2012-013.pdf:7.41MB
JAEA-Data-Code-2012-013(errata).pdf:0.13MB

物質移動に関する調査研究では、第3段階の調査研究として、研究坑道周辺の数10m$$sim$$100m程度のブロックスケールを対象に、物質移動に関する現象の把握、物質移動特性の取得、物質移動モデルの構築・更新に必要な調査・評価技術を体系的に整備することを目標としている。本試験は、上記の一環として、割れ目の特徴と物質移動特性の関係を把握することを目的に、深度300m研究アクセス坑道において掘削したボーリング孔から採取したコアを利用して花崗岩中の拡散試験、粉砕花崗岩への収着試験、水飽和法及び水銀圧入法による間隙率測定を実施した。本報告では、これらの試験結果を取りまとめたものである。

論文

Irradiation temperature determination of HFIR target capsules using dilatometric analysis of silicon carbide monitors

廣瀬 貴規; 大久保 成彰; 谷川 博康; 加藤 雄大*; Clark, A. M.*; McDuffee, J. L.*; Heatherly, D. W.*; Stoller, R. E.*

DOE/ER-0313/49, p.94 - 99, 2010/12

The objective of this work is to determine the irradiation temperatures of the HFIR target capsules JP-26 and JP-27, which were conducted under the Collaboration on Fusion Materials between Japan Atomic Energy Agency and the United States Department of Energy. The irradiation temperatures of the HFIR target capsules JP-26 and JP-27 were determined by dilatometric analysis of silicon carbide (SiC) passive temperature monitors. The monitors from holders for SSJ3 tensile specimens demonstrated good agreement with the design temperatures derived from finite element model (FEM) analysis and were consistent with post-irradiation hardness of F82H. Although the irradiation temperatures for some bend-bar (PCCVN and DFMB) holders were higher than FEM analysis, hardness tests on irradiated F82H implied that actual irradiation temperatures were close to the design temperatures.

論文

Effect of heat treatments on tensile properties of F82H steel irradiated by neutrons

若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 谷川 博康; 田口 富嗣; Stroller, R. E.*; 山本 敏雄; 加藤 佳明; 高田 文樹

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.74 - 80, 2007/08

 被引用回数:9 パーセンタイル:58.28(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉の実証炉等に向け、構造材料として研究開発を進めているF82H鋼(Fe-8Cr-2W-0.1C系マルテンサイト鋼)に関して、照射硬化と脆化をコントロールさせるための熱処理法の検討を行った。本研究では焼き戻し温度を750$$^{circ}$$Cから800$$^{circ}$$Cまで振り、その時間を0.5時間から10時間まで振った。これらをパラメータにして照射硬化量の変化及び引張試験温度に対する硬化量の変化を調べた。JMTR炉で微小引張試験片(SS-3タイプ)を150$$^{circ}$$Cと250$$^{circ}$$Cで約2dpaまで中性子照射を行った。照射後、引張試験を室温から500$$^{circ}$$Cまで行った。750$$^{circ}$$Cで焼き戻しを行った場合、室温試験において、硬化量が100$$sim$$240MPa程度であったが、500$$^{circ}$$Cの試験ではいずれの試料においても、硬化量がほとんどなくなった。一方、焼き戻し温度をやや高めに(780$$^{circ}$$C又は800$$^{circ}$$Cで0.5時間)した試料では、室温試験で硬化量は約300MPa程度であった。また、500$$^{circ}$$C試験では硬化量が130$$sim$$R200MPa程度まで保持された。このことから、やや高めで焼き戻し処理をした試料では、高温まで比較的安定に存在する照射欠陥クラスターが形成されていると考えられる。以上のように、照射硬化量は照射前に施す焼き戻しの温度と時間に依存して変化するため、照射硬化と脆化の抑制には熱処理法による調整が有効な方法であると考えられる。

論文

核種-コロイド-岩盤間の分配収着平衡に基づく核種移行モデルの適用性

黒澤 進; 上田 真三*; 油井 三和; 加藤 博康*; 林 賢一*; 久野 義夫*; 吉川 英樹

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.460 - 468, 2003/12

本研究では、収着試験や移行試験を行い、核種-コロイド-岩盤間の分配収着平衡を基調とした核種移行評価モデルの適用性について検討を行った。その結果、核種のコロイドへの収着が可逆的であり、岩盤および液相に再分配することが認められる場合には、核種-コロイド-岩盤間の分配係数を設定した核種移行評価モデルの利用が可能と考えられる。しかしながら、分配収着が平衡に達するよりも速く核種およびコロイドが移行する場合、速度論的プロセスに注目した核種の収着、脱離性を考慮する必要があることの知見を得た。

論文

Microstructural analysis of mechanically tested reduced activation ferritc/martensitic steels

谷川 博康; 廣瀬 貴規; 安堂 正巳; 實川 資朗; 加藤 雄大*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.293 - 298, 2002/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:51.57(Materials Science, Multidisciplinary)

特に中性子照射された材料の破壊機構について、微細組織レベル理解することは重要な問題として挙げられてきたが、強度試験後試料から透過型電子顕微鏡(TEM)用薄膜試料を作ることが極めて困難であったため、これまで十分に理解されていない。この技術的な問題を解決するために、集束イオンビーム(FIB)マイクロサンプリング・システムを、日本原子力研究所の東海研ホットラボ施設に導入した。このシステムにより、中性子照射された試料の疲労破壊起点といったような、破壊機構を理解するうえで要点となる箇所からTEM用薄膜試料を作ることが可能となった。この論文では低放射化フェライト鋼の疲労破壊挙動について、特に核変換生成ヘリウムの効果に着目して、微細組織観察をベースに検討を行った。その結果を報告する。

論文

Evaluation of hardening behavior of ion irradiated reduced activation ferritic/martensitic steels by an ultra-micro-indentation technique

安堂 正巳; 谷川 博康; 實川 資朗; 沢井 友次; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 中村 和幸; 竹内 浩

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.260 - 265, 2002/12

 被引用回数:38 パーセンタイル:90.14(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼の開発において、高エネルギー中性子によって生じる照射損傷が材料特性へ及ぼす影響を明らかにすることは最も重要な課題の一つである。しかし現時点では、材料強度特性変化に対するヘリウムの効果については十分に明らかとなっていない。そこで、照射条件を高精度に模擬できる多重イオンビーム照射法,照射面部分の硬さ変化を精密に測定可能な超微小硬さ試験及び押込み変形部の微細組織観察法を組み合わせ、低放射化フェライト鋼に導入した損傷領域の強度特性変化についての評価を行った。まず弾出し損傷を加えた試片について微小硬さ試験を行った結果、特定の照射温度条件において明瞭な硬化が見られた。この硬化つまり変形抵抗増加の原因は、主として微細な欠陥の生成によるものであり、さらに同時照射下でのヘリウムの存在がその変形抵抗に及ぼす影響について報告を行う。

論文

Response of reduced activation ferritic steels to high-fluence ion-irradiation

谷川 博康; 安堂 正巳; 加藤 雄大*; 広瀬 貴規*; 酒瀬川 英雄*; 實川 資朗; 香山 晃*; 岩井 岳夫*

Journal of Nuclear Materials, 297(3), p.279 - 284, 2001/09

 被引用回数:34 パーセンタイル:89.99(Materials Science, Multidisciplinary)

日本で開発が進められている、核融合炉構造材料の低放射化フェライト鋼: JLF-1及びF82Hについて、核融合炉環境(核変換ヘリウム生成環境)での重照射効果を調べるべく、ニッケルとヘリウムの同時イオン照射実験を最大100dpaまで723Kで行い、欠陥生成・相安定性・スウェリング特性についての評価を行った。透過型電子顕微鏡(TEM)観察を行うにあたっては、マイクロサンプリング機構付き集束イオンビーム加工装置を利用してTEM観察用薄膜試料を作製する手法を確立した。これにより、フェライト鋼の強磁性がTEM観察に及ぼす影響をほぼキャンセルすることができたため、詳細な微細組織観察が叶になったほか、従来になく高精度のクロスセクション薄膜を作製できることにより、イオン照射損傷組織の深さ方向に関する情報を高い統計的精度でもって得ることが可能となった。

論文

Effects of helium implantation on hardness of pure iron and a reduced activation ferritic-martensitic steel

谷川 博康; 實川 資朗; 菱沼 章道; 安堂 正己*; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 岩井 岳夫*

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.470 - 473, 2000/12

 被引用回数:21 パーセンタイル:77.62(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材料候補材料である低放射化フェライト鋼においては、核変換生成ヘリウムによる脆化や高温強度低下が重要な研究開発課題となっている。本研究では、特にヘリウム脆化に関する基礎的知見を得るべく、室温でヘリウムイオン注入された低放射化フェライト鋼及び純鉄に対して、超微小硬さ試験及び変形領域のTEM観察を行い、ヘリウムの硬化及ぼす影響について検討を行った。試料は高純度鉄及び低放射化フェライト鋼F82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)である。試験片形状はTEMディスクであり、機械研磨及び電解研磨により極めて平滑な表面に仕上げ、実験に供した。ヘリウムイオン注入実験は、東京大学原子力研究総合センター重照射設備(HIT)を用いて行った。実験ではヘリウムイオンを試料表面から600-800nmの領域に2000appmまで、室温で注入した。硬さ試験は、圧子の押し込みによる塑性変形領域の広がりが、押し込み深さの約3~5倍になることから、押し込み深さが約250nm程度になるような荷重条件で行われた。硬さ試験後、圧痕周辺部を集束イオンビーム(FIB)加工装置(日立HF-2000)により薄膜化し、TEM観察に供した。硬さ試験の結果、純鉄及びF82Hのいずれにおいても、ヘリウム注入により10%程度の硬化が計測された。さらに圧痕部周辺部のTEM観察により、圧子の押し込みによって導入された塑性変形の発達が、おもにヘリウムが注入された600-800nmの領域より浅い領域にのみ生じていたことが観察された。

報告書

地層処分におけるヨウ素含有廃棄体の溶解度及び浸出率の評価(研究委託内容報告書)

柳澤 一郎*; 桂井 清道*; 泉 順*; 三枝 守幸*; 加藤 博康*; 中澤 俊之*; 岡田 賢一*; 上田 真三*

JNC TJ8400 2000-038, 202 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-038.pdf:15.12MB

(1)天然に産出されるハロゲン元素含有鉱物であるソーダライトおよびトルマリンを対象とし溶解度測定を行った。ヨウ化ソーダライト合成物、塩化ソーダライト合成物および塩化ソーダライト天然物の溶解測定試験結果、ならび現存する塩化ソーダライトの熱力学データに基づく計算から、ソーダライトからの元素の放出は溶解度により支配されることを確認した。溶解度は、塩化物の場合は合成物$$>$$天然物、含有ハロゲン元素の観点からは合成塩化物$$>$$合成ヨウ化物の傾向があることが示された。また、合成ソーダライト中に固定化されたヨウ素は、液相中の塩化物イオンと置換されないことを実験により確認した。トルマリンについては溶解元素濃度に対するソーダライトとの比較から、ソーダライト同様に低溶解性のヨウ素固化体として期待できる可能性があることが示された。(2)低浸出率に期待する廃棄体としてアパタイトを用いた多層分散型廃棄体の浸出特性について検討を行った。廃棄体の構成要素であるゼオライト保持材、アパタイトコートされたヨウ素保持材、アパタイトマトリクス材のそれぞれの試験体を作成し、還元雰囲気環境下での浸出特性を測定し、下記の結果を得た。・ヒドロキシアアパタイトコーティングを行うことにより、1ヶ月後の浸出率で、コーティングなしに比べて約4桁低いヨウ素浸出率が得ららた。・マトリクス材の浸出は、Ca、P濃度については、1ヶ月時点でほぼ理論的な溶解度相当の濃度に達している。 結論として、アパタイトマトリクス材を用いることにより、低浸出率の廃棄体の可能性があることが示された。

報告書

地層処分におけるヨウ素含有廃棄体の溶解度及び浸出率の評価(研究概要)

柳澤 一郎*; 桂井 清道*; 泉 順*; 三枝 守幸*; 北尾 秀夫*; 都築 康男*; 根山 敦史*; 加藤 博康*; 中澤 俊之*; 岡田 賢一*

JNC TJ8400 2000-037, 61 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-037.pdf:2.78MB

(1)天然に産出されるハロゲン元素含有鉱物であるソーダライトおよびトルマリンを対象とし溶解度測定を行った。ヨウ化ソーダライト合成物、塩化ソーダライト合成物および塩化ソーダライト天然物の溶解測定試験結果、ならび現存する塩化ソーダライトの熱力学データに基づく計算から、ソーダライトからの元素の放出は溶解度により支配されることを確認した。溶解度は、塩化物の場合は合成物$$>$$天然物、含有ハロゲン元素の観点からは合成塩化物$$>$$合成ヨウ化物の傾向があることが示された。また、合成ソーダライト中に固定化されたヨウ素は、液相中の塩化物イオンと置換されないことを実験により確認した。トルマリンについては溶解元素濃度に対するソーダライトとの比較から、ソーダライト同様に低溶解性のヨウ素固化体として期待できる可能性があることが示された。(2)低浸出率に期待する廃棄体としてアパタイトを用いた多層分散型廃棄体の浸出特性について検討を行った。廃棄体の構成要素であるゼオライト保持材、アパタイトコートされたヨウ素保持材、アパタイトマトリクス材のそれぞれの試験体を作成し、還元雰囲気環境下での浸出特性を測定し、下記の結果を得た。・ヒドロキシアパタイトコーティングを行うことにより、1ヶ月後の浸出率で、コーティングなしに比べて約4桁低いヨウ素浸出率が得られた。・マトリクス材の浸出は、Ca、P濃度については、1ヶ月時点でほぼ理論的な溶解度相当の濃度に達している。 結論として、アパタイトマトリクス材を用いることにより、低浸出率の廃棄体の可能性があることが示された。

報告書

核種移行評価データの信頼性確認(本編)

上田 真三*; 加藤 博康*; 黒澤 進*; 中澤 俊之*

JNC TJ8400 2000-002, 364 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-002.pdf:16.99MB

核燃料サイクル開発機構では、第2次取りまとめにむけて核種移行解析に用いるパラメータの設定およびその根拠となるデータベースの整備を実施してきた。本研究では、これら設定パラメータや解析の前提となるコロイド・有機物影響シナリオの妥当性、信頼性を再確認するための試験を実施するとともに、データベースの公開に向けた品質保証の手続きに関する諸外国の事例調査を実施した。主な実施内容を以下に示す。1.核種移行パラメータの妥当性確認のためのデータ取得 ベントナイトおよび岩石に対する分配係数をNH4濃度およびpHをパラメータとして測定した。分配係数へのNH4+イオン濃度依存性が確認され、この傾向はpHにより異なることがわかった。計算された支配的溶存化学種と測定された分配係数の間には明瞭な相関性は確認できなかった。ベントナイトに対するAmの分配係数を硫酸イオンおよび炭酸イオン濃度をパラメータとして測定した。Amの分配係数の硫酸および炭酸イオンの共存の影響は小さいことがわかった。また、模擬海水液性でのベントナイト中のCsの見かけの拡散係数を取得し、純水液性での値に近いことを確認した。2.コロイドの核種移行に与える影響評価 コロイドが共存する場合の核種移行モデルの信頼性評価及び地下水コロイドに関する特性調査を行った。実験による検証の結果、Hwangらのモデル概念は妥当であることが確認された。また地下水コロイドは地下水の採取方法で濃度や粒径が異なるため、評価にあたっては採取に関わる手法が重要になることが判明した。3.溶解度に及ぼす有機物の影響評価 フミン酸共存下においてThの溶解度測定試験を実施した。地下水及びベントナイト間隙水環境を想定したpH環境ではフミン酸の濃度増加にほぼ比例してThの溶解度が増加した。炭酸イオンが共存する系ではTh溶解度は顕著に増加した。本研究での溶解度測定結果から、第2次取りまとめのTh溶解度の設定値は、地下水中でのフミン酸の存在を考慮しても十分保守的に設定されていることを確認した。4.核種移行に関するメカニスティックモデルの再評価と今後の方向性の提示 圧縮ベントナイト中の溶解性不純物を考慮して、FRHP地下水中のAm、Pb、Ra、Cs、HSe-及びHTOのKd、Da及びDeをモデルを用いて評価し、評価値がJNCによって選定されたデータを裏付けていることを確認するとと

報告書

核種移行評価データの信頼性確認(概要版)

上田 真三*; 加藤 博康*; 黒澤 進*; 中澤 俊之*

JNC TJ8400 2000-001, 44 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-001.pdf:3.1MB

核燃料サイクル開発機構では、第2次取りまとめにむけて核種移行解析に用いるパラメータの設定およびその根拠となるデータベースの整備を実施してきた。本研究では、これら設定パラメータや解析の前提となるコロイド・有機物影響シナリオの妥当性、信頼性を再確認するための試験を実施するとともに、データベースの公開に向けた品質保証の手続きに関する諸外国の事例調査を実施した。主な実施内容を以下に示す。1.核種移行パラメータの妥当性確認のためのデータ取得 ベントナイトおよび岩石に対する分配係数をNH4濃度およびpHをパラメータとして測定した。分配係数へのNH4+イオン濃度依存性が確認され、この傾向はpHにより異なることがわかった。計算された支配的溶存化学種と測定された分配係数の間には明瞭な相関性は確認できなかった。ベントナイトに対するAmの分配係数を硫酸イオンおよび炭酸イオン濃度をパラメータとして測定した。Amの分配係数の硫酸および炭酸イオンの共存の影響は小さいことがわかった。また、模擬海水液性でのベントナイト中のCsの見かけの拡散係数を取得し、純水液性での値に近いことを確認した。2.コロイドの核種移行に与える影響評価 コロイドが共存する場合の核種移行モデルの信頼性評価及び地下水コロイドに関する特性調査を行った。実験による検証の結果、Hwangらのモデル概念は妥当であることが確認された。また地下水コロイドは地下水の採取方法で濃度や粒径が異なるため、評価にあたっては採取に関わる手法が重要になることが判明した。3.溶解度に及ぼす有機物の影響評価 フミン酸共存下においてThの溶解度測定試験を実施した。地下水及びベントナイト間隙水環境を想定したpH環境ではフミン酸の濃度増加にほぼ比例してThの溶解度が増加した。炭酸イオンが共存する系ではTh溶解度は顕著に増加した。本研究での溶解度測定結果から、第2次取りまとめのTh溶解度の設定値は、地下水中でのフミン酸の存在を考慮しても十分保守的に設定されていることを確認した。4.核種移行に関するメカニスティックモデルの再評価と今後の方向性の提示 圧縮ベントナイト中の溶解性不純物を考慮して、FRHP地下水中のAm、Pb、Ra、Cs、HSe-及びHTOのKd、Da及びDeをモデルを用いて評価し、評価値がJNCによって選定されたデータを裏付けていることを確認するとと

報告書

カルシウム型ベントナイトのトリチウム、セシウム、ヨウ素及び炭素の実効拡散係数の取得

三原 守弘; 伊藤 勝; 上田 真三*; 加藤 博康*

JNC TN8430 99-011, 27 Pages, 1999/11

JNC-TN8430-99-011.pdf:2.25MB

放射性廃棄物の地層処分にナトリウム型ベントナイトを使用することが検討されているが、長期的にはナトリウム型ベントナイトはカルシウム型化することが考えられる。ナトリウム型ベントナイトがカルシウム型化すれば処分システムの性能を評価するために必要となる核種の移行パラメータが変化することが考えられる。本研究では、ナトリウム型ベントナイトをカルシウム型化させ、H-3,Cs-137,I-125及びC-14の実効拡散係数を乾燥密度をパラメータとして取得し、既存のナトリウム型ベントナイトの値と比較した。さらに、溶液組成の核種の実効拡散係数に及ぼす影響について調べるためにセメント系材料の影響を受けた海水系溶液を用いて実効拡散係数を取得した。核種の実効拡散係数の大きさはセシウム$$geqq$$トリチウム$$>$$ヨウ素$$>$$炭素の順となった。これら核種の実効拡散係数はナトリウム型ベントナイトの値とほぼ同程度の値であると推定された。溶液組成の影響については、トリチウムでは乾燥密度1.8g/cm3において、蒸留水系溶液とほぼ同じ値であったが、乾燥密度が小さくなると、蒸留水系溶液より小さな値となった。セシウムの実効拡散係数は、トリチウムと同様に乾燥密度1.8g/cm3において、海水系溶液の影響は見られなかったが、陰イオンとして存在する核種は、ベントナイトのイオン排除効果の低減による実効拡散係数の増加が見られた。

報告書

還元環境条件下でのベントナイト中のU, NpおよびTcの見かけの拡散係数

加藤 博康*; 中澤 俊之*; 上田 真三*; 柴田 雅博

JNC TN8400 99-069, 41 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-069.pdf:1.62MB

圧縮状態のベントナイト中での収着現象の評価の一環として、酸化/還元環境により原子価が敏感に変化するU,NpおよびTcについて地下還元環境を模擬した還元性雰囲気中での見かけの拡散係数測定を実施した。ベントナイト試料には山形県産のNa型ベントナイトであるクニゲルV1(クニミネ工業株式会社製)を用いた。乾燥密度ならびに試験液性依存性を測定するために、下記の条件にてIn-diffusion型の拡散試験を実施し見かけの拡散係数を測定した。取得された拡散プロファイルは一様でなく、複数の拡散プロファイルが混在する場合も見られた。各拡散プロファイルに対して解析を行い取得された、還元環境下での見かけの拡散係数の範囲を以下に示す。元素:U 乾燥密度1.4(g/cm3)/純水系:1.2$$times$$10-15$$sim$$1.2$$times$$10-13(m2/s) 乾燥密度1.8(g/cm3)/純水系:1.1$$times$$10-14$$sim$$1.7$$times$$10-13(m2/s) 乾燥密度1.8(g/cm3)/3wt.%NaCl溶液系:9.3$$times$$10-15$$sim$$2.1$$times$$10-14(m2/s) 元素:Np 乾燥密度1.4(g/cm3)/純水系:2.4$$times$$10-15$$sim$$1.6$$times$$10-14(m2/s) 乾燥密度1.8(g/cm3)/純水系:1.6$$times$$10-14$$sim$$4.9$$times$$10-14(m2/s) 乾燥密度1.8(g/cm3)/3wt.%NaCl溶液系:1.3$$times$$10-15$$sim$$2.6$$times$$10-14(m2/s) 元素:Tc 乾燥密度1.4(g/cm3)/純水系:7.0$$times$$10-15$$times$$7.4$$times$$10-13(m2/s) 乾燥密度1.8(g/cm3)/純水系:2.2$$times$$10-14$$sim$$5.2$$times$$10-13(m2/s) 乾燥密度1.8(g/cm3)/3wt.%NaCl溶液系:1.9$$times$$10-15$$sim$$3.5$$times$$10-13(m2/s)

48 件中 1件目~20件目を表示