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内山 軍蔵; 北村 正史*; 山崎 一伸; 鳥飼 誠之*; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅
Radioact. Waste Manage. Nucl. Fuel Cycle, 17(1), p.63 - 79, 1992/00
再処理施設におけるトリチウムの管理技術を開発することを目的としてボロキシデーション法に関するプロセス研究を行った。同法は、使用済み燃料の酸化工程と還元工程とから成るプロセスである。実験は工学規模のボールミル型反応器(処理量:2kg-UO
バッチ)を用いて行い、微照射燃料の酸化及び還元反応速度に及ぼすプロセスパラメーター(酸素濃度、水素濃度、反応温度など)の影響及びトリチウムの放出挙動を調べた。その結果、被覆管付きUOペレット燃料の酸化反応はコンスタントフラックスモデルで、U
O
粉末燃料の還元反応は球減少モデルでそれぞれ表現できることがわかった。また、トリチウムの大部分は燃料の酸化・粉末化とともに放出され、1,000を越える除染係数が得られた。これらの結果は、酸化工程のみからなるボロキシデーション法でもトリチウムの管理技術として有効であることを示している。
P.Prado*; 本間 俊充; A.Saltelli*
Radioact. Waste Manage. Nucl. Fuel Cycle, 16(1), p.49 - 68, 1991/00
放射性廃棄物処分の確率論的安全評価に用いるための新しい地層中核種移行計算コードを開発した。この計算コードの特徴は、確率論的評価に用いるため計算時間が比較的少なくて済み、簡便でしかもコード利用者にとって容易でコード自体が明瞭なところにある。本報では、このコードを確率論的安全評価用コードパッケージLISAに組み込み国際標準問題(PSAC)を用いてコードの検証を行なった結果も同時に記す。
上薗 裕史
Radioact.Waste Manage.Nucl.Fuel Cycle, 8(1), p.53 - 63, 1987/01
高レベル廃棄物ガラス固化体の耐熱衝撃性に関する研究のレビューを行った。ガラス固化体は70
C以下の温度差の水中急冷に耐えることから、通常の操作でのそれほど厳しくない急冷操作は容認できると思われる。しかし事故時に厳しい熱衝撃を被ると、ガラス固化体は破壊に至り、引き続いて機械的衝撃が加わった場合は特に注意を要する。ガラス固化体の耐熱衝撃性は、揮発や結晶化等と同程度の重要性を持っていることを指摘し、今後研究を行うべき点についても言及した。
久保田 益充; 岡田 賢造*; 山口 五十夫; 森田 泰治
Radioact.Waste Manage.Nucl.Fuel Cycle, 7(3), p.303 - 316, 1986/00
使用済核燃料の再処理に伴って発生する高レベル廃液中には発熱の大きい
Sr及び
Csが含まれている。これまでに開発してきた群分離法では、これの核種の分離に含水酸化チタン及びゼオライトを使用してきたが、本論文ではこれらの無機イオン交換体に吸着したストロンチウム及びセシウムの仮焼による安定化固化について述べる。ストロンチウムを吸着させたオルトチタン酸を1000C以上で仮焼すれば、安定化に適したチタン酸ストロンチウムの生成が促進されること、またセシウムを吸着させた天然モルデナイトの場合にはガラス化が進行することを明らかにした。1000Cで仮焼した試料からのストロンチウム及びセシウムの浸出率は高レベル廃液の全量をホウケイ酸ガラス固化体とした場合の約2オーダー低い値となった。
中村 治人; 佐藤 淳和*; 宮崎 和英*; 久保田 益充
Radioact.Waste Manage.Nucl.Fuel Cycle, 3(1), p.17 - 27, 1982/00
アルミニウム合金を陰極とする電解浮上法により低レベル廃液から超ウラン元素や
Coを除くための研究を行った。放射性トレーサーを入れた溶液および原研再処理試験(少量のPuを含む)を使って最適処理条件を検討した。電解処理に先立って酸性度をpH4から8の間に合せる必要があり、硝酸塩濃度は0.1mol/l以下がよいことがわかった。多量の重金属はあらかじめ除いておく必要がある。したがってこの方法は蒸発処理法のような通常の処理を行った後なお残っている重金属を除くための最終処理に適している。