Evolution of the reaction and alteration of granite with Ordinary Portland cement leachates; Sequential flow experiments and reactive transport modelling

Bateman, K.*; 村山 翔太*; 花町 優次*; Wilson, J.*; 瀬田 孝将*; 天野 由記; 久保田 満*; 大内 祐司*; 舘 幸男

Minerals (Internet), 12(7), p.883_1 - 883_20, 2022/07

https://doi.org/10.3390/min12070883

The construction of a repository for geological disposal of radioactive waste will include the use of cement-based materials. Following closure, groundwater will saturate the repository and the extensive use of cement will result in the development of a highly alkaline porewater, pH 12.5; this fluid will migrate into and react with the host rock. The chemistry of the fluid will evolve over time, initially high [Na] and [K], evolving to a Ca-rich fluid, and finally returning to the groundwater composition. This evolving chemistry will affect the long-term performance of the repository, altering the physical and chemical properties, including radionuclide behaviour. Understanding these changes forms the basis for predicting the long-term evolution of the repository. This study focused on the determination of the nature and extent of the chemical reaction, as well as the formation and persistence of secondary mineral phases within a granite, comparing data from sequential flow experiments with the results of reactive transport modelling. The reaction of the granite with the cement leachates resulted in small changes in pH and the precipitation of calcium aluminum silicate hydrate (C-(A-)S-H) phases of varying compositions, of greatest abundance with the Ca-rich fluid. As the system evolved, secondary C-(A-)S-H phases re-dissolved, partly replaced by zeolites. This general sequence was successfully simulated using reactive transport modelling.

国際機関及び諸外国におけるウラン廃棄物に関連した規制動向の調査報告

大内 優; 武部 愼一; 川妻 伸二; 福島 正*

JAEA-Review 2012-019, 186 Pages, 2013/02

JAEA-Review-2012-019.pdf:11.86MB

本調査報告は、ウランで汚染した廃棄物(以下「ウラン廃棄物」という)等の安全で合理的なクリアランスや浅地中処分等の実施が急がれる中、これらの制度化に向けた具体的検討に資するため、諸外国における実績調査を実施し、その調査結果を取りまとめたものである。主な調査内容は、国際機関及び諸外国におけるウラン廃棄物等のクリアランスレベルとその条件、評価期間及びクリアランスの実績とウラン廃棄物等の浅地中処分等の安全評価としての性能目標、濃度上限値、評価期間及び処分場の実績について、文献調査、海外コンサルタント会社を活用した調査、独自の情報を収集するための海外専門機関や規制当局及び処分場への訪問調査を行い、これらを総合的に分析し取りまとめた。

アクティブ中性子法によるTRU核種測定技術開発

大内 優; 星野 昌人; 助川 泰弘*; 三代 広昭; 横山 紘一郎

PNC TN8410 91-176, 14 Pages, 1991/12

PNC-TN8410-91-176.pdf:0.5MB

TRU廃棄物の区分管理を実施するためには,TRU核種の測定技術開発が重要な課題である。廃棄物中のTRU核種量の測定については各種の非破壊測定手法について研究開発が行われている。なかでもTRU核種を極低濃度領域まで測定できるアクティブ中性子が有効とされている。動燃東海事業所環境施設部プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)では,平成2年3月にパッシブ・アクティブ中性子測定装置(PAN装置)を設置し,同年4月より,本装置による測定技術の開発実証を進めた。これまでに,プルトニウム線源,模擬廃棄体などを用い装置の特性評価および廃棄物マトリックスによる検出感度への影響評価を行ったので,その成果について報告した。

プルトニウム廃棄物処理・処分技術開発 昭和62年度年報

稲田 栄一*; 大内 仁; 宮田 和俊*; 大内 優*; 薄井 和也*; 加川 昭夫; 山下 照雄; 水野 彰三*

PNC TN8410 88-045, 85 Pages, 1988/09

PNC-TN8410-88-045.pdf:1.63MB

プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物並びに再処理工場等から発生する低レベル廃棄物について昭和62年度の処理,処分技術開発に関する資料としてまとめ,社内の検討に供する。 プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物を主対象に,TRU廃棄物の減容安定化,除染,区分管理並びに処分に関する技術開発を進め,減容安定化技術開発は焼却灰等をマイクロ波溶融法にて固化する際,ルツボ形状が固化体の密度に与える影響を評価した。 除染技術開発はバレル電解研摩除染試験を行い,除染の均一性及びバラツキ等を評価した。 区分管理技術開発は非破壊測定手法のパッシブガンマ法により,可燃性廃棄物の焼却前後における239Pu量の関係からパッシブガンマ法の妥当性を確認した。処分技術開発は実核種を用いて,浸出試験を行うための処分技術開発試験設備の製作,据付及び施設検査を行った。 又,人工バリアとして核種移行の遅延能力が大きい緩衝材中のTRU核種挙動試験として,TRU核種を用いて拡散試験等を実施した。 一方,今年度より再処理工場等から,発生する低レベル固体廃棄物並びに液体廃棄物の減容安定化に関する技術開発を開始し,低レベル廃棄物のうち,未処理のまま貯蔵管理されている廃シリカゲル,廃砂,焼却灰等の不燃性残渣の固化処理技術について,調査,検討並びに固化処理試験を行った。低レベル濃縮廃液の処理技術として,廃液中から放射性物質を分離除去し,残る硝酸塩分の廃液を非放射性として海洋放出する処理技術を選定し,模擬廃液によるコールド試験を行った。 又,低レベル濃縮廃液及び化学スラッジを遠心薄膜蒸発機及び横型パドル乾燥機により乾燥粉体化させる処理技術について模擬廃棄物によるコールド試験を行った。 更に,上記低レベル固体廃棄物並びに液体廃棄物の減容安定化技術の実証を目的として,低レベル廃棄物処理開発施設(LWTF)を考えており,今年度は基本設計2を行った。

JMTRにおける燃料中心温度測定実験(III) -第1次燃料の照射後試験-

酒井 陽之; 中倉 優一; 名取 歳夫; 宮田 精一; 長島 久雄; 川又 一夫; 米川 実; 岩井 孝; 佐川 勉; 相沢 静男; et al.

JAERI-M 82-034, 55 Pages, 1982/04

JAERI-M-82-034.pdf:4.63MB

軽水炉燃料安全研究に関して燃料中心温度測定実験がJMTRの水ループ(OWL-1)を利用して行われることになった。この実験では3体の計装付燃料集合体が照射されるが、第1次試料の照射後試験が終了した。第1次試料は燃料-被覆管のギャップをパラメータとした4本の燃料棒を照射し、計装として燃料中心温度、FPガス圧力、被覆管伸びなどを測定した。ここで報告する照射後試験は炉内軽装の裏付けとなるデータを採取することを目的とし、外観検査、X線検査、ガンマスキャンニング、寸法測定、渦流探傷試験、残留ギャップ測定、封入ガス量測定、ガス分析、金相試験等を行った。

Operational Experiences on Incineration and Microwave Melting of Pu-contaminated Waste

大内 優; 三代 広昭; 稲田 栄一; 朝倉 祥郎

International Incineration Conference, , 

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