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外川 織彦; 本間 俊充
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. 1, p.253 - 258, 1991/00
核燃料再処理施設の平常運転時に大気及び海洋へ放出される放射性核種による日本の集団線量を推定する計算手法を開発した。気体廃棄物評価のための2つの計算コードATRENO及びTERFOC-Nは、大気における核種の輸送・拡散、陸域生態圏における核種の移行及び集団線量を推定する。液体廃棄物評価のための計算コードシステムDSOCEANでは日本近海を分割したボックス間の核種の移行を考慮するボックスモデルを用いている。システムはそれぞれボックス間の海水交換率、核種の年間平均濃度、集団線量を推定する3つの連結された計算コードから成る。本報告では、各計算コードの特徴を記述し、モデルプラントへの適用例を示す。
桜井 勉; 高橋 昭; 石川 二郎; 古牧 睦英; 大貫 守; 安達 武雄
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. 2, p.678 - 681, 1991/00
核燃料再処理における放射性ヨウ素(
I)の挙動、特に溶解工程における挙動を把握することは環境安全上重要である。模擬照射燃料ペレットによる予備実験の後、2~3gの使用済燃料ペレット試料片を4モル硝酸に溶解し、Iの挙動を調べた。その結果、試料片中のヨウ素の0.7~2.3%が不溶性残渣に収着され、1.2~10%が溶解液中に残留し、残りがオフガス中に移行することがわかった。本研究により、不溶性残渣にもヨウ素の一部が移行することが明らかになった。
田中 忠夫; K.Sriyotha*; 神山 秀雄
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. 2, p.1011 - 1016, 1991/00
堆積層中のTRU核種の移行挙動を検討する準備段階として、移行化学形のわかりやすい
Co、
Sr及び
Csの収着移行メカニズムについて研究した。下北のLLW最終貯蔵予定地周辺から採取した砂岩、凝灰岩及び砂質土壌を用いたカラム移行実験を行い、核種による移行挙動の違いを調べた。さらに、各核種の移行を支配する収着メカニズムを明らかにするため、収着試料についてCaCl
、KCl、NHOH・HCl、K-Oxalate、HO-HNO
の各水溶液を用いたバッチ法による化学抽出を行なった。移行性の大きなSrは、各試料に収着したSrのほとんど全てがCaClによって抽出され、可逆的なイオン交換反応に支配されることが見い出された。一方、CoはNHOH・HCl及びK-Oxalateによって、またCsはKClによって主に抽出され、それぞれFe及びMn酸化物への収着及び粘土鉱物層内への内部収着に基づく非可逆的な反応が支配的であるため、移行性が小さいことが明らかとなった。
白井 英次; 足立 守; 古平 恒夫; 佐藤 博
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. l, p.367 - 370, 1991/00
原研では、JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を長期貯蔵するため乾式貯蔵施設を建設した。この施設は、ドライウェル貯蔵方式を採用しており、放射能モニタのための循環系設備、制御室、機械室等を有している。施設は30トンのウランを貯蔵することができ、使用済燃料は密封容器に入った状態で貯蔵されている。ドライウェルはコンクリート製でステンレスのライニングが施されており、約12m
13m
5m
である。ドライウェルには、給排気設備が接続しており、密封容器周囲の空気を循環・モニタリングすることにより異常を検知する設計となっている。本施設へ使用済燃料を貯蔵して5年経過した時点で密封容器2本を取出して、ホットラボで解体し、外観、密封性、X線検査等を実施した。検査の結果、長期間貯蔵による影響は全くみられず、使用済燃料の乾式貯蔵の安全性を確認することができた。