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報告書

核種移動速度測定装置の開発(III): 核種移動速度の測定

小川 弘道; 山本 忠利; 和達 嘉樹

JAERI-M 86-011, 11 Pages, 1986/02

JAERI-M-86-011.pdf:0.35MB

本報告は放射性核種の土壌中移動速度を決定する手法について記するものであり、土壌中放射性核種濃度分布の非破壊測定に関する前報と併せて、放射性核種の土壌中移動速度を非破壊的に決定する手法を確立した。すなわち、放射性核種の土壌中濃度分布と輸送拡散方程式の解の比較より決定される核種移動速度により、放射性核種の土壌中における移動性が定量的に評価できる。

論文

Migration of radionuclides($$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{8}$$$$^{5}$$Sr and $$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs)in alkaline solution(pH 12)through sandy soil layer

大貫 敏彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(7), p.643 - 649, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.643
 被引用回数：2 パーセンタイル：32.47(Nuclear Science & Technology)

アルカリ性水溶液中(pH12)に溶存した放射性核種($$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{8}$$$$^{5}$$Srおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs)の砂層中移動をカラム実験により検討した。放射性水溶液200mlおよび水3800mlを通気層カラム中へ流入し、核種の流出曲線および砂層中濃度分布を得た。それらの分布曲線を比較した結果、$$^{8}$$$$^{5}$$Srと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは類似した分布状況を示したが、$$^{6}$$$$^{0}$$Coは砂層深部へ移動していた。3核種間の移動速度の関係として、$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$>$$$$^{8}$$$$^{5}$$Sr$$>$$$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs が得られた。これは中性水溶液(pH7)を用いて得た結果と異なった。このことは、核種の移動挙動に対して核種が溶存している水溶液のpHが強く関係しているものと考えられた。実験で用いた砂層は$$^{6}$$$$^{0}$$Co水溶液(pH12)の移動において線形系であることが明らかとなった。

報告書

核種移動速度測定装置の開発II; 帯水層土壌試料中放射性核種濃度分布の非破壊的測定

小川 弘道; 山本 忠利; 和達 嘉樹

JAERI-M 85-111, 16 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-111.pdf:0.87MB

土壌中における放射性核種の移動速度を測定することを目的とし、帯水層土壌試料中における放射性核種の濃度分布を非破壊的に測定するシステムを開発した。本システムでは、帯水層土壌試料中に挿入した検出器により、$$gamma$$線の計数率分布を測定し、検出器の測定効率を係数行列とする連立方程式を作成する。濃度分布が指数関数的に変化するとする仮定を導入して連立方程式を解くことにより、帯水層土壌試料中における濃度分布を算出する。本システムに関して機能試験を行った結果、帯水層土壌中における放射性核種の濃度分布を測定できることが確認された。本報告は、システムの概要および機能試験の結果についてまとめたものである。

報告書

核種移動速度測定装置の開発,I; 通気層土壌試料中放射性核種濃度分布の非破壊的測定

小川 弘道; 大貫 敏彦; 山本 忠利; 和達 嘉樹

JAERI-M 85-061, 25 Pages, 1985/06

JAERI-M-85-061.pdf:1.04MB

土壌中における放射性核種の移動速度を測定することを目的とし、通気層土壌試料中における放射性核種の濃度分布を非破壊的に測定するシステムを開発した。本システムでは、土壌カラム外側において$$gamma$$線計数率分布を測定し、理論的に計算した検出器の測定効率を係数行列とする連立方程式を作成する。通気層土壌試料中における放射性核種の濃度分布は、連立方程式を解くことにより算出する。本システムに関して機能試験を行なった結果、通気層土壌試料中における放射性核種の一次元濃度分布を測定できることを確認した。本報告は、測定システムの概要および機能試験の結果についてまとめたものである。

報告書

燃料中心温度測定実験試料の燃焼度評価

河村 弘; 小向 文作; 酒井 陽之; 川又 一夫; 井澤 君江; 武石 秀世; 伊藤 忠春; 桜井 文雄; 小山田 六郎

JAERI-M 84-228, 61 Pages, 1984/12

JAERI-M-84-228.pdf:1.88MB

軽水炉燃料の安全性研究のために実施した実験で得た照射中のデータを補完し、さらに詳しく照射挙動を解析する上で、照射後試験によるFPガス分析、XMA観察、燃焼度測定等が重要になる。それらの試験結果の内、燃料度は燃料物性の評価上、特に重要な因子である。本研究ではJMTRでの燃料中心温度測定実験で用いた燃料棒から切断採取したUO$$_{2}$$ペレット片について$$gamma$$線スペクトル測定と化学分析(試料UO$$_{2}$$ペレット片を溶解した後、U量及び$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs量を定量し、燃焼度を算出すること)を行ない、各々から得た$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs比と燃料度との相関を調べた。その結果、両者が$$pm$$7%の標準偏差内で直線相関していることを明らかにし、両者の相関式を求めた。また、上記$$gamma$$線スペクトル測定により求めたFP核種の放射能と燃焼計算コードORIGENにより求めたFP核種の放射能とが、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceを除いて$$pm$$10%の誤差範囲内で一致していることを確認した。

報告書

ガラス固化体からの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび$$^{9}$$$$^{0}$$Srの揮発

中村 治人; 吉川 静雄; 佐藤 護*; 上薗 裕史; 妹尾 宗明; 田代 晋吾

JAERI-M 84-141, 17 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-141.pdf:0.54MB

ガラス固化体からの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csと$$^{9}$$$$^{0}$$Srの揮発率を測定した。資料を二重のるつぼに入れ、所定の温度に3日間保持し、室温まで冷却した後、るつぼに付着した放射能を測定した。その結果,以下の事がわかった。(1)$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの800$$^{circ}$$Cでの揮発率は2$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$g/cm$$^{2}$$.Dayであり、内側るつぼから外側るつぼへの漏れは非常に少ない。(2)$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの400$$^{circ}$$Cでの揮発率は1.6$$times$$0$$^{-}$$$$^{6}$$g/cm$$^{2}$$.Dayであり、この値は$$^{9}$$$$^{0}$$Srの揮発率にほぼ等しい。(3)外側るつぼ(ステンレス製)に付着した$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは、水に接触すると比較的容易に溶ける。

報告書

群分離法の開発: 動燃再処理廃液による群分離試験-その2

山口 五十夫; 久保田 益充; 岡田 賢造; 森田 泰治; 中村 治人

JAERI-M 84-070, 25 Pages, 1984/04

JAERI-M-84-070.pdf:1.12MB

高レベルな再処理廃液中に含まれる超ウラン元素、$$^{9}$$$$^{0}$$Sn、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを分離(群分離)し、超ウラン元素は高速中性子により核分裂生成物に変換する、また$$^{9}$$$$^{0}$$Sn、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csはガラス固化体よりも安定名鉱物性んお化合物にするという考え方のもとに群分離の開発を進めている。本報は1982年(~220Ci)による群分離試験の結果をまとめたものである。群分離の第1目標としている超ウラン元素は99.9%以上の収率で、また$$^{9}$$$$^{0}$$Sn、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは99.999%以上の収率でそれぞれ分離することができた。これらの結果は動燃再処理廃液2l(~23Ci)により試験結果とほとんど一致した。

論文

帯水砂層中における放射性核種($$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{8}$$$$^{5}$$Srおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs)の移動

大貫 敏彦; 大塚 芳郎; 小川 弘道; 山本 忠利; 鷲尾 方一; 和達 嘉樹

保健物理, 19, p.13 - 18, 1984/00

https://doi.org/10.5453/jhps.19.13

放射性核種($$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{8}$$$$^{5}$$Sr,および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs)の帯水砂層中の移動について、模擬帯水層槽(帯水層:40cmW$$times$$70cmL$$times$$25cmH)を用いて検討した。その結果、それぞれの核種の移動性の傾向は、濃厚な濃度部分に着目すると、$$^{8}$$$$^{5}$$Sr$$>$$$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$>$$$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs となり、希薄な濃度部分に着目すると$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$>$$$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs$$>$$$$^{8}$$$$^{5}$$Sr となった。希薄な濃度部分の移動性の傾向は、$$^{6}$$$$^{0}$$Coは難溶性の$$^{6}$$$$^{0}$$Co(OH$$_{2}$$)を形成するため、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは土壌微細粒子に非常に吸着するためである。したがって、$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csについて水酸化物種および粒子種の移動について検討することは、低レベル放射性廃棄物の浅地中処分を評価する場合に重要である。

論文

通気砂層中における$$^{8}$$$$^{5}$$Srと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの移動に及ぼす間隙水の流速の影響

大貫 敏彦; 武部 愼一; 山本 忠利; 和達 嘉樹

保健物理, 18, p.11 - 16, 1983/00

https://doi.org/10.5453/jhps.18.11

放射性核種の通気砂層中移動に及ぼす間隙水の影響について、その流速および供給時間を変化させて検討を行なった。砂層中移動に関しては、$$^{8}$$$$^{5}$$Srは吸着一脱着反応を繰り返して移動するため間隙水の影響を受けるが、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは脱着し難いため間隙水の影響をほとんど受けないことが分かった。さらに、間隙水の流速が小さな範囲(≦1cm/min)では、$$^{8}$$$$^{5}$$Srの移動速度と間隙水の流速との間に線型性が成り立つこと、また$$^{8}$$$$^{5}$$Srの砂層中移動に対する間隙水の影響度は、流速よりも供給時間の方が大きくなることも分かった。

論文

廃棄物固化体からの放射性核種の浸出

関 晋

日本原子力学会誌, 25(7), p.571 - 576, 1983/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.25.571
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)

$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび$$^{6}$$$$^{0}$$Coを用いたセメント固化体の浸出試験により、廃棄物固化体からの放射性核種の浸出は、拡散支配として取り扱えると結論した。拡散係数を求める方法として、廃棄物固化体を浸透的性質を有するものと非浸透的性質を有するものとに分け、それぞれにあった拡散式を提供した。更に取得した拡散係数を使用して、浸出量の長期予測に必要とする適切は方法を提供した。

論文

通気砂層中における放射性核種の挙動; 担体濃度の影響

山本 忠利; 武部 愼一; 和達 嘉樹

保健物理, 17, p.3 - 9, 1982/00

https://doi.org/10.5453/jhps.17.3

通気砂層中における放射線核種の挙動を明らかにするため、カラム法による流下実験により、$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{8}$$$$^{5}$$Sr,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの流出状況および移動状況に及ぼす影響を担体濃度について検討した。流出液体中の放射能比(流出比)は担体濃度が低い場合(10$$^{-}$$$$^{6}$$mol/l以下)には、ほぼ一定の小さな値になり、濃度が高い場合(10$$^{-}$$$$^{4}$$mol/l以上)には、流出液量の増加とともに大きくなった。砂層内の放射能比(吸着比)は担体濃度が低いとき砂層深度とともに指数関数的に急激に減少したが、濃度が高くなると穏やかな減少を示した。さらに、種々の担体濃度における、砂層表面に対する砂層中の放射能比が10分の1にあたる砂層深度d1/10(移動指標深度)の実験値は、拡散方程式により計算した値と比較的よく一致した。従って、このd1/10は$$^{8}$$$$^{5}$$Sr$$^{+}$$$$^{+}$$および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs$$^{+}$$の陽イオン核種の砂層中移動予測に適用できるものと考えられる。

論文

通気砂層中における放射性核種の移動と分布・1

武部 愼一; 山本 忠利; 和達 嘉樹

保健物理, 17, p.437 - 442, 1982/00

https://doi.org/10.5453/jhps.17.437

地中モデル装置を用いて、通気砂層中における$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{8}$$$$^{5}$$Srおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放射性核種の移動と分布について検討を行った。放射性核種の垂直方向への移動に関しては、吸着化はいずれの核種についても砂層表面から近い範囲では指数関数的に急激に減少したが、その後は緩やかな減少を示した。放射性核種の二次元方向への分布に関しては、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの場合、吸着比は垂直方向に均一に減少し、$$^{6}$$$$^{0}$$Coの場合、砂層中心部は周辺部に比べて移動が大きく、$$^{8}$$$$^{5}$$Srの場合、$$^{6}$$$$^{0}$$Coと同様な減少する傾向を示した。さらに、各放射性核種の実測濃度分布を拡散方程式により計算した予測濃度分布と比較すると、$$^{8}$$$$^{5}$$Srの移動については両濃度分布は比較的一致し、ほぼ予測できることが明らかとなった。

論文

Detection of failed coated particles in HTGR fuels by acid leaching

福田 幸朔; 湊 和生; 井川 勝市; 伊藤 忠春; 松島 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(11), p.887 - 894, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.18.887
 被引用回数：4 パーセンタイル：52.55(Nuclear Science & Technology)

照射後長期間保存した高温ガス炉用被覆粒子燃料には酸浸出のターゲット核種としての$$^{9}$$$$^{5}$$Zrの量が著しく少ないため、ホットケーブにおけるこの燃料の酸浸出試験では$$^{9}$$$$^{5}$$Zrを検出することは困難である。本実験では$$^{9}$$$$^{5}$$Zrにかわる核種としてウラニウム及び$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを選び、これらの硝酸浸出率を求めた。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの場合、照射中に燃料コンパクトマトリックス及び破損粒子からの逃散が大きく、また核分裂反跳によりマトリックスの黒鉛粒子や破損粒子のバッファー層へ打ち込まれるため、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs浸出率はウラニウム浸出率に比べて著しく小さかった。また酸浸出試験に供した被覆粒子の表面を観察し、これから粒子表面破損率を求めた。ウラニウム浸出率とこの粒子表面破損率とは比較的よく一致したことから、ウラニウムは酸浸出のターゲット核種として最も適していることが結論づけられた。

報告書

深海条件における放射性廃棄物セメント均一固化体の安全性評価に関する研究

関 晋

JAERI-M 9762, 104 Pages, 1981/11

JAERI-M-9762.pdf:3.33MB

低レベル放射性廃棄物の海洋処分に関連して、処分体の中心であるセメント均一固化体の安全性評価を行った。本報告は、上記固化体の深海中健全性、非破壊検査法の開発および放射性核種の浸出性について研究した結果をまとめたものである。これらの研究から、セメント固化体自体、放射性核種の浸出に対する防壁効果を有し、その閉じ込めの効果はかなり大きいため、放射性廃棄物の海洋処分に対する従来の評価は、非常に安全側にあり、実際とはかけ離れたきびしい評価であるとの結論を得た。

報告書

群分離法の開発-群分離試験装置によるコールドおよびセミホット試験

久保田 益充; 山口 五十夫; 中村 治人; 館盛 勝一; 佐藤 彰

JAERI-M 9627, 25 Pages, 1981/08

JAERI-M-9627.pdf:0.87MB

高レベル再処理廃液中に含まれる超ウラン元素、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを分離(群分離)し、超ウラン元素は中性子により核分裂生成物に変換する、また$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csはガラス固化体よりも安定な鉱物性の化合物にするという考え方のもとに群分離の開発を進めている。本報は溶媒抽出法とイオン交換法を組合せた群分離法について、1979年7月に完成した群分離試験装置を用いて、2回のコールド試験と2回のセミホット試験を実施した結果について、主としてセミホット試験の結果を中心としてまとめたものである。これらの試験では抽出器中の乳濁及び脱硝容器内での泡立ちの現象が生じたが、それぞれ解決策を見い出すことかてきた。$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの回収には無機イオン交換体のカラムの設計に問題が残るが、群分離の第1目標としている超ウラン元素は99.9%以上の収率で分離することができた。

報告書

放射性廃棄物容器としてのPIC容器の安全性試験,1; PIC容器の耐高水圧性と耐RI浸出性

石崎 寛治郎*; 岡川 誠吾; 大内 康喜; 伊藤 彰彦; 簗 尚*; 浅見 晃*; 峯岸 敬一*; 和達 嘉樹; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 9380, 59 Pages, 1981/03

JAERI-M-9380.pdf:1.96MB

日本原子力研究所と秩父セメント株式会社で共同開発したPIC容器の安全性に関して、耐圧型と均圧型の2種類の容器を使用し、RIとしては$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを用いた。ホット供試体はRIを布ウエス中に散布したもの(2)など4体である。外水圧試験は深海底5,000mの条件を模擬した条件で24時間保持した。ウエスを収納した容器に関しては高水圧試験後、常温常圧下で長期(400日程度)の浸出試験を実施中である。その結果、(1)均圧型PIC容器は250kg/cm$$^{2}$$まで耐圧性を有し、以後均圧化するが均圧後も500kg/cm$$^{2}$$の外水圧力で破壊等の異常のないことが明らかとなった。(2)耐圧型PIC容器は500kg/cm$$^{2}$$外水圧力下で、十分な耐圧強度と不透水性を有し、RIの浸出抵抗性に優れていることが確認された。(3)ウエスを収納したPIC容器の長期浸出試験(144日まで)の結果、均圧型PIC容器では$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csの浸漬日数の平方根に比例して増加するのに対し、耐圧型PIC容器では全く浸出していなかった事が判明した。

論文

A Simplified method for preparation of $$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs pollucite $$gamma$$-ray source

榎本 茂正*; 前田 頌; 妹尾 宗明

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 32, p.595 - 599, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0020-708X(81)90040-5
 被引用回数：3 パーセンタイル：55.71(Nuclear Science & Technology)

A型ゼオライトの交換基であるNaをNH$$_{4}$$であらかじめ置換したNH$$_{4}$$Aゼオライトを成形し、仮焼後これに$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs溶液を含浸させ、さらに加熱してポリューサイト$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cセラミック線源を製造する方法について検討した。この方法は放射性の粉体の取扱いがなく、製造工程が簡単かつ安全である。また、この方法で得られたポリューサイト・ペレットの特性について測定し以下の結果を得た。比放射能は約12Ci/g、見かけ密度は2.4g/cm$$^{3}$$、耐熱性は1200$$^{circ}$$C、2時間の加熱で$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs飛散が無視できる程度高く、水に対する溶出率は5日後で5$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$%と小さい。

報告書

群分離法の開発; 群分離試験用ケーブと装置の製作

山口 五十夫; 中村 治人; 久保田 益充; 館盛 勝一; 佐藤 彰; 青山 三郎

JAERI-M 9049, 39 Pages, 1980/09

JAERI-M-9049.pdf:2.74MB

高レベル再処理廃液中に含まれる超ウラン元素、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csなどの主要核種を分離してそれぞれの性質に応じて処分する、いわゆる群分離処理法の開発研究を行なうため、約1,000Ciの実廃液を取扱うことができる研究施設を完成した。従来$$beta$$-$$gamma$$用化学ケーブとして使われていたケーブに$$alpha$$放射体を取扱うことができるよう、気密性のステンレス鋼製イニングを施した。地下室には廃液貯留タンクおよびカセット式排気フィルタを設置した。群分離試験装置は脱硝濃縮装置、ろ過装置、ミニミキサセトラ、加圧型イオン交換カラムおよび10基の一時貯留タンク等から構成されており、ミニミキサセトラを除いてはステンレス鋼製である。弁は原則として空気作動式遠隔操作弁とし、狭い場所に多くの弁が設置できるよう工夫した。また狭いケーブ内で群分離の全工程を試験しなければならないので、脱硝濃縮装置、ポンプ等は多目的にくり返し使用できるようにした。

報告書

アスファルト固化体の浸出性の改善; 沸騰水型原子炉で発生する蒸発缶濃縮廃液のアスファルト固化体の浸出性

松鶴 秀夫; 土尻 滋; 森山 昇

JAERI-M 8864, 13 Pages, 1980/05

JAERI-M-8864.pdf:0.56MB

BWRで生ずる濃縮廃液のアスファルト固化体の浸出性を改善するため、濃縮廃液に塩化カルシウムを添加して個化する方法を検討した。その結果、得られた固化体はほとんど膨潤が認められず、また、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csと$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出比は100日間でそれぞれ5$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$および1$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$となり、塩化カルシウムを添加しない固化体の場合に比べて、極めて低い値を示した。さらに表面を5mm厚のアスファルトで被覆した固化体では、浸出液にはほとんど放射能が検出されなかった。

報告書

放射性廃棄物の陸地処分に関する安全性研究,2; 通気層における放射性核種の移動と分布

武部 愼一; 山本 忠利; 和達 嘉樹

JAERI-M 8824, 14 Pages, 1980/04

JAERI-M-8824.pdf:0.63MB

本報は、放射性廃棄物の陸地処分の安全評価に関する基礎的研究である。通気層中の放射性核種の挙動を明らかにするために、前報の小規模地中モデル装置による実験に引続き、中規模地中モデル装置による実験を行い、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yについて、通気層中での移動および分布を調べた。放射性核種の砂層中垂直方向への分布比は指数関数的な急激な減少を示す。このことは、放射性核種の大部分が最初の砂層、すなわち流下口付近の砂層に吸着されるためである。放射性核種の砂層中での二次元分布状況は次のようである;$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの砂層中での水平方向および垂直方向への移動はいずれも小さい。$$^{6}$$$$^{0}$$Coの砂層中での水平方向および垂直方向への移動はいずれも大きい。$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yの砂層中での水平方向への移動は小さいが、垂直方向への移動は大きい。その分布は$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csのそれに類似している。結局、放射性核種相互間の移動と分布の違いは、それら核種の化学形(イオン形或いは非イオン形)に起因することがわかった。

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