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中田 正隆*; 笹尾 英嗣; 小室 光世*
Resource Geology, 63(4), p.404 - 411, 2013/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.04(Geology)ウラン鉱床の酸化帯ではさまざまなウラン二次鉱物が産出する。これらの二次鉱物の生成プロセスや生成環境を明らかにすることによって、地表近傍の酸化帯におけるウランの移行や遅延挙動の解明に貢献できる。我が国最大のウラン鉱床地帯である東濃地域では、燐灰ウラン石,燐バリウムウラン石,燐ウラニル石,燐銅ウラン石などの多様な二次鉱物が報告されているが、それぞれの生成プロセスや生成環境については明らかにされていない。そこで、東濃地科学センターに保管されている鉱石試料のX線回折及び化学組成分析を行った。その結果、東濃ウラン鉱床の酸化帯の礫岩中から、燐灰ウラン石の一種であるサブガライトが同定された。この鉱物は、陽イオンとしてカルシウムとマグネシウムを含んでおり、水素イオンの代わりにアルカリ土類もしくはアルカリ元素が取り込まれたことを示す。このことは、地表近傍の環境では、リン酸濃度が高い場合には、ウランの溶解度は低いため、さまざまな元素を取り込みながらリン酸塩鉱物として保持されることを示す。
笹尾 英嗣; 中田 正隆*; 小室 光世*
資源地質, 62(3), p.225 - 233, 2012/11
東濃ウラン鉱床月吉鉱体において、鉱体母岩の瑞浪層群の鉱石、非鉱石の砂岩及び基盤の土岐花崗岩の重鉱物組成分析を行った。鉱石に含まれる重鉱物はおもに黒雲母,角閃石及び不透明鉱物であった。鉱石のうちの1試料にはトパーズ,錫石,ザクロ石,褐簾石が含まれる。非鉱石の砂岩の重鉱物は、おもに角閃石,輝石及び不透明鉱物からなる。また、基盤の花崗岩は、おもに黒雲母からなる。重鉱物組成から、鉱体周辺の堆積物は、花崗岩,火山灰及びペグマタイトもしくは熱水性鉱床から供給されたと推定された。鉱石には花崗岩から供給された堆積物が多く、非鉱石の砂岩はおもに火山灰起源であると考えられた。トパーズと錫石は月吉鉱体北東側に分布する苗木花崗岩に伴われるペグマタイトや熱水性鉱床から供給されたと考えられた。鉱体周辺の礫岩を構成する礫の岩種からも堆積物は北東から供給されたと考えられることから、月吉鉱体周辺の堆積物には、北東側から供給された堆積物が含まれると推察された。
笹尾 英嗣; 小室 光世*; 中田 正隆*
資源地質, 59(3), p.209 - 217, 2009/10
我が国のウラン鉱床は、さまざまな地質学的事象を被りつつも長期間にわたって核種が保持されてきた事例である。このため、このような天然の事例を通じて、我が国の多様な地質環境における長期間に渡る核種の保持・移行挙動についての理解を深めることは、核種移行モデルの不確実性を低減させるとともに、地層処分の安全性に対する信頼性をさらに向上させるうえで有益である。そこで、地表近傍の酸化的な環境における核種の移行挙動を解明することを目的として、岐阜県南東部、苗木地域のウラン鉱床(砂鉱床タイプ)の試料を用いて、放射性鉱物(ジルコン,モナズ石,フェルグソン石,トール石など)の表面構造の観察と化学分析を行った。その結果、各鉱物の変質・溶食に対する安定性の程度や変質層の形成速度などを見積もることができた。また、放射性鉱物が変質を受けやすい酸化的な環境におかれた場合、ウランの溶出速度は鉱物種に依存するものの、その量は微量にとどまることが示唆された。
近藤 光昇*; 柴沼 清; 角舘 聡; 寺門 拓也*; 金森 直和*; 堀田 政孝*; 岡 潔; 多田 栄介; 宗像 正*; 本多 啓三*; et al.
JAERI-M 93-066, 133 Pages, 1993/03
国際熱核融合実験炉(ITER)の炉内コンポーネントであるダイバータや第一壁アーマタイルの遠隔保守修理機器として、炉内に軌道を展開し、軌道上をマニピュレータを搭載したビークルが走行し作業を行う軌道走行型炉内保守修理システムの設計を行った。本システムの特徴は、炉内作業の基盤となる軌道の高い機械的安定性によるマニピュレータの高い位置精度の確保、及びビークルの高い機動性による効率的な保守作業が可能なことである。本システムの概念の有効性は1/5縮小モデルを用いた試験により実証された。さらに、本システムの重要機器であるダイバータ保守用伸縮型マニピュレータの部分モデルをはじめ、ダイバータ冷却配管の管内アクセスによる溶接・切断ヘッド部、第一壁アーマタイルの表面損傷計測器等の試作試験を行い、今後本格的に展開されるITER工学設計に対して、有効なデータベースを構築した。
天本 一平; 明珍 宗孝; 林 滋生*; 小笠原 正剛*; 加藤 純雄*; 中田 真一*
no journal, ,
ゼオライトは、イオン交換能や分子ふるい能等を持つ優れた機能性材料であり、一般産業界において、幅広い用途の開発がなされている。本研究は、ゼオライトの収着特性と高い耐熱性を、乾式再処理プロセスに適用させることを意図しており、高レベル放射性廃棄物(HLW)の発生容量を抑制することにより、環境への負荷低減を目指している。これまでの研究結果によると、乾式再処理プロセスから使用済み電解質として発生する、溶融塩化物(LiCl-KCl)中の核分裂生成物(FP)を選択的に分離する手段として、4A型ゼオライト(LTA)が効果的であることが判明している。しかしながら、LTA以外のゼオライトのFP収着特性については、ほとんど検討がなされていないため、ここでは、LTAを参照として、FP除去効果の高いゼオライトの選定にかかる予察試験を行った。これまでの試験の結果、フォージャサイトにその可能性を見いだすことができたが、合理的なFP収着技術の開発やFPを収着したゼオライトの安定化を含め、さらなる検討を進める必要がある。
天本 一平; 明珍 宗孝; 林 滋生*; 小笠原 正剛*; 加藤 純雄*; 中田 真一*
no journal, ,
ゼオライトは吸着能,分子ふるい機能,触媒能などを有する機能性材料として、さまざまな分野で幅広く利用されている。本研究では、金属電解法を用いた乾式再処理工程から発生する廃塩(使用済電解質)中の核分裂生成物(FP)を、溶融状態下において媒質と分離できる、優れたFP収着特性を有するゼオライトの探索を行っている。今回の試験結果、これまで収着材として用いられているLTAとほぼ同等の収着能力を持つゼオライトは、プロトン型FAUであり、FP収着材として利用できる可能性があることがわかった。塩化物成分はゼオライトの空隙に、内部の電界を緩和するような形で収着されることが報告されており、Si/Al比が小さく、内部に大きな電界の生じうるLTA, FAU構造において、より多く収着されたものと予想される。また、収着後のゼオライトは結晶構造が崩壊していることから、収着されたFP成分の安定化に対する手段を構築する必要があると考えられる。
