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森本 恭一; 大野 貴裕; 角谷 聡洋; 吉田 萌夏; 鈴木 壮一郎
Journal of Robotics and Mechatronics, 36(1), p.125 - 133, 2024/02
福島第一原子力発電所の廃炉推進のための遠隔操作機器の開発実証施設として楢葉遠隔技術開発センターは設立され、2016年より運用が開始された。本センターのミッションは「福島第一原子力発電所の廃炉への支援」と「福島県の復興への貢献」であり、この論文では当センターでの実規模モックアップ試験に関連する設備、遠隔操作機器の開発用の要素試験設備、バーチャルリアリティーシステム等の説明およびその利用事例について紹介する。
Soler, J. M.*; Kek
linen, P.*; Pulkkanen, V.-M.*; Moreno, L.*; Iraola, A.*; Trinchero, P.*; Hokr, M.*; 
ha, J.*; Havlov
, V.*; Trpko
ov, D.*; et al.
Nuclear Technology, 209(11), p.1765 - 1784, 2023/11
被引用回数：2 パーセンタイル：87.3(Nuclear Science & Technology)The REPRO-TDE test was performed at a depth of about 400 m in the ONKALO underground research facility in Finland. Synthetic groundwater containing radionuclide tracers (HTO, Cl-36, Na-22, Ba-133, Cs-134) was circulated for about four years in a packed-off interval of the injection borehole. Tracer activities were additionally monitored in two observation boreholes. The test was the subject of a modelling exercise by the SKB GWFTS Task Force. Eleven teams participated in the exercise, using different model concepts and approaches. Predictive model calculations were based on laboratory-based information concerning porosities, diffusion coefficients and sorption partition coefficients. After the experimental results were made available, the teams were able to revise their models to reproduce the observations. General conclusions from these back-analysis calculations include the need for reduced effective diffusion coefficients for Cl-36 compared to those applicable to HTO (anion exclusion), the need to implement weaker sorption for Na-22, compared to results from laboratory batch-sorption experiments, and the observation of large differences between the theoretical initial concentrations for the strongly-sorbing Ba-133 and Cs-134 and the first measured values a few hours after tracer injection. Different teams applied different concepts, concerning mainly the implementation of isotropic vs. anisotropic diffusion, or the possible existence of Borehole Disturbed Zones around the different boreholes. The role of microstructure was also addressed in two of the models.
斉藤 淳一; Monbernier, M.*
Surfaces and Interfaces (Internet), 41, p.103248_1 - 103248_8, 2023/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Physical)Contact angle is an indicator of the wettability between liquid Na and pure metals. This has been evaluated using the atomic interactions obtained from the calculations of the electronic structure of the interface. This study aims to investigate the applicability of the atomic interactions of the interface to the alloys. An interface model between Cu and Na with an alloying element was constructed, and the electronic states of the interface were calculated by the molecular orbital calculation. The bond order, which indicates the strength of the covalent bonding at the interface, and ionicity, which indicates the amount of charge transfer, were obtained as theoretical parameters from the calculation. The contact angles between the Cu or Cu alloys and liquid Na were measured using a droplet of liquid Na at 423 K in a high-purity Ar atmosphere. The contact angles of the Cu alloys were evaluated using these theoretical parameters. As a result, a correlation was obtained between the ratio of the bond order between the substrate metal atoms to the bond order between the Na atom and the substrate metal atoms and the contact angle, which is consistent with previous studies. Furthermore, for the first time, the correlation between the ionicity or difference in the ionicity and contact angle was clarified. The difference in ionicity is the difference between the ionicity of Na atoms and that of the alloying element, indicating the strength of the ionic bonding. It was suggested that Cu and Cu alloys should consider covalent and ionic bonding when evaluating wettability, because Cu has an intermediate electronic state between transition and nontransition metals. Further, it became clear that the evaluation of the contact angle using the atomic interactions at the interface are applicable not only to pure metals but also to alloys.
三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 朝野 英一*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.793 - 803, 2023/07
被引用回数：2 パーセンタイル：50.96(Nuclear Science & Technology)As a series of studies to evaluate impact of mixed-oxide (MOX) fuel in light-water reactors (LWRs), post-closure long-term safety for various vitrified high-level radioactive waste (HLW) arising from the different fuel cycle intends to recycle Pu are examined. In this study, four fuel cycle scenarios with different ratio of spent MOX generated and two reprocessing options for each fuel cycle scenario are considered. One reprocessing option considers disposal of vitrified HLW generated separately from the reprocessing of spent UO
fuel and MOX fuel (separated HLW), and the other is blended vitrified UO-MOX HLW (blended HLW) generated during reprocessing whereby MOX spent fuel is diluted by UO spent fuel. First, the radionuclide inventories of those vitrified HLWs are discussed. Next, radionuclide migration analyses for geological disposal of those vitrified HLWs are evaluated. It has revealed that the disposal of blended HLW will not have an adverse effect on the long-term radiological impact compared to separated HLW. Results of this study can be used as a basis for considering the blending option as a viable alternative approach in the future for managing MOX fuel used in light-water reactors.
石塚 悦男; Ho, H. Q.; 北川 堪大*; 福田 理仁*; 伊藤 諒*; 根本 将矢*; 楠木 捷斗*; 野村 拓朗*; 長瀬 颯太*; 橋本 温希*; et al.
JAEA-Technology 2023-013, 19 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-013.pdf:1.75MB
「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2022年度夏期休暇実習において、5つの大学から8名が参加した。参加者は、原子力電池の検討、HTTR炉心の燃焼解析、
Cf製造の検討、冷却機能喪失時の挙動解析、炉容器近傍の熱流動解析について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと、他の大学生との議論が良い経験となった等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。
野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.
安江 歩夢*; 川上 真由*; 小林 謙祐*; Kim, J.; 宮津 裕次*; 西尾 悠平*; 向井 智久*; 諸岡 聡; 兼松 学*
Quantum Beam Science (Internet), 7(2), p.15_1 - 15_14, 2023/05
Neutron diffraction is a noncontact method that can measure the rebar strain inside concrete. In this method, rebar strain and stress are calculated using the diffraction profile of neutrons irradiated during a specific time period. In general, measurement accuracy improves with the length of the measurement time. However, in previous studies, the measurement time was determined empirically, which makes the accuracy and reliability of the measurement results unclear. In this study, the relationship between the measurement time and the measurement standard deviation was examined for reinforced concrete specimens under different conditions. The aim was to clarify the accuracy of the measurement of rebar stress using the neutron diffraction method. It was found that if the optical setup of the neutron diffractometer and the conditions of the specimen are the same, there is a unique relationship between the diffraction intensity and the rebar stress standard deviation. Furthermore, using this unique relationship, this paper proposes a method for determining the measurement time from the allowable accuracy of the rebar stress, which ensures the accuracy of the neutron diffraction method.
高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.
JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB
中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温
300
Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。
Li, F.; 成川 隆文; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)The seismic resistance of fuel cladding during the long-term core cooling after loss-of-coolant accidents (LOCAs) was investigated by performing cyclic four-point bending tests (4PBTs) of up to 1000 cycles with fresh fuel cladding samples that experienced integral thermal shock test, simulating LOCA conditions, including ballooning, rupture, oxidation, and quench. 4PBTs were performed on the samples that survived the quenching process. The results showed that up to 1000 cycles and 5.8 Nm of cyclic loading moment, there was no apparent effect on the bending fracture limit of the fuel cladding under the 4PBT. The scatter of the bending fracture limit for a given equivalent cladding reacted (ECR) evaluated by the Baker-Just oxidation rate equation (BJ-ECR) is attributed to two primary factors: first, the difference between the prescribed and the actual oxidation behavior, confirmed by comparing the BJ-ECR and the ECR evaluated based on metallographic observation (M-ECR), and second, the variated shape of the rupture-opening area after the integral thermal shock test. The strength of the alpha phase-dominant zone near the rupture opening seems to contribute to the bending fracture limit.
Johansen, M. P.*; Child, D. P.*; Collins, R.*; Cook, M.*; Davis, J.*; Hotchkis, M. A. C.*; Howard, D. L.*; Howell, N.*; 池田 篤史; Young, E.*
Science of the Total Environment, 842, p.156755_1 - 156755_11, 2022/10
被引用回数：5 パーセンタイル：50.82(Environmental Sciences)While they have appeared only recently in earth's history, radioactive particles from anthropogenic sources are widespread in global environments and present radiological harm potentials to living organisms. Here we compare a varied set of particles from past nuclear fission and non-fission sources in Australia of highly diverse magnitudes, release modes, and environments. Numerous radioactive particles persist in soils 60 + years after their release events. Particles can be distinguished by their Ca/Fe and Si/Fe elemental ratios, which in this study range over orders of magnitude and reflect the materials available during their individual formation events. The particles from nuclear testing have dominant 
Pu activity concentrations, relative to 
Sr and 
Cs, which increases long-term radiological hazard from alpha emissions if inhaled or ingested, and contrasts with particles from nuclear power accidents (e.g., Fukushima). Internal fracturing is more prevalent than previously reported, and fracturing is greater in Ca-rich vs. Si-dominated matrices.
大野 宏和; 石井 英一
Geomechanics for Energy and the Environment, 31, p.100317_1 - 100317_9, 2022/09
被引用回数：5 パーセンタイル：66.48(Energy & Fuels)An injection test and repeated packer tests were performed for a fault in siliceous mudstone in order to activate the fault and to investigate the change in hydraulic connectivity of the fault before and after the fault activation. The injection test successfully induced a remarkable dilational-shear failure within the fault. Pressure changes measured by the repeated packer tests were analyzed before and after the failure, where the log-log plots of pressure derivatives changed after the failure from an upward-trend indicating a limited extent of flow-paths to a horizontal trend suggesting well-connected flow-paths. After the borehole had been open for six weeks, the pressure derivatives were restored to an upward trend. This reversible change in pressure derivatives means that the hydraulic connectivity of the fault temporarily increased during and just after the injection but fault activation did not irreversibly affect the initially low hydraulic connectivity of the fault. This transition in the hydraulic connectivity of the fault is also consisted with the variation of fluid pressure monitored at a neighboring observation hole. We propose that analyzing the pressure derivatives obtained by repeated packer tests before and after the injection in a single borehole is effective to assess the sensitivity of hydraulic disconnectivity of faults to fault activation, which is crucial information for safety assessment of radioactive waste disposal.
Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Dyussambayev, D.*; Askerbekov, S.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受; 坂場 成昭
Nuclear Engineering and Technology, 54(8), p.2792 - 2800, 2022/08
被引用回数：7 パーセンタイル：90.45(Nuclear Science & Technology)In the core of the WWR-K reactor, a long-term irradiation of tri-structural isotopic (TRISO)-coated fuel particles (CFPs) with a UO kernel was carried out under normal operating conditions of the high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). This TRISO fuel was attained at the temperature of 950 to 1,100 C, and the uranium burnup of 9.9% FIMA (fission per initial metal atom) during the irradiation. The release of the gaseous fission product from the fuel was measured in-pile, and its release-to-birth (R/B) ratio was evaluated using the model developed in the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) project. After the irradiation test, fuel compacts were subjected to electric dissociation and nondestructive inspections such as X-ray radiography and gamma spectrometry. Finally, it was concluded that integrity of the TRISO fuel irradiated at approximately 9.9% FIMA was demonstrated, and a low fuel failure fraction and a low R/B measured with krypton-88 indicated good performance and reliability of the high burnup TRISO fuel.
河内山 真美; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2022-009, 56 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2022-009.pdf:4.15MB
試験研究炉の解体によって発生する低レベル廃棄物を埋設処分するためには、廃棄物に含まれる放射能インベントリを評価することが必要であり、各研究炉の所有者が共通の放射能評価手法を使用することが、埋設処分の事業許可申請に対応する上で効率的である。本報では、解体で発生する放射化廃棄物の埋設処分に共通的に利用できる放射能評価手法を検討することを目的として、立教大学研究用原子炉について中性子輸送計算及び放射化計算を実施した。中性子輸送計算はJENDL-4.0を基に作成した断面積ライブラリを使用し、Sn法のDORTコード及びモンテカルロ法のMCNPコードを用いて実施した。放射化計算は、JENDL/AD-2017と中性子輸送計算で求めたスペクトルを基に作成した3群断面積ライブラリを使用し、SCALE6.0に含まれるORIGEN-Sにより実施した。DORTコード及びMCNPコード並びにORIGEN-Sコードを用いた放射化計算の結果と放射化学分析による放射能濃度を比較したところ、概ね0.4倍3倍程度であることを確認した。測定値と計算値の差を適切に考慮することにより、DORT及びMCNP並びにORIGEN-Sによる放射化放射能の評価方法が埋設処分のための放射能評価に適用できることがわかった。また、解体で発生する廃棄物をその放射能レベルに応じてクリアランス又は埋設処分方法で区分するため、コンクリート領域及び黒鉛サーマルカラム領域の2次元放射能濃度分布の作成も行った。
GePS
by quasi-elastic neutron scattering measurements堀 智*; 菅野 了次*; Kwon, O.*; 加藤 祐樹*; 山田 武*; 松浦 直人*; 米村 雅雄*; 神山 崇*; 柴田 薫; 川北 至信
Journal of Physical Chemistry C, 126(22), p.9518 - 9527, 2022/06
被引用回数：6 パーセンタイル：56.94(Chemistry, Physical)Understanding Li-ion conduction in superionic conductors accelerates the development of new solid electrolytes to enhance the charge-discharge performances of all-solid-state batteries. We performed a quasi-elastic neutron scattering study on a model superionic conductor (Li
Ge
P
S, LGPS), to reveal its ion dynamics on an angstrom-scale spatial range and a pico-to-nanosecond temporal range. The observation of spectra at 298 K confirmed the high lithium diffusivity. The obtained diffusion coefficient was in the order of 10
cm
s
at temperatures 
338 K and was higher than the reported diffusion coefficient over a longer time scale, as determined by the pulse-field gradient nuclear magnetic resonance method. This difference indicates that there are impediments to ionic motion over a longer time scale. The dynamic behavior of the Li ions was compared with that observed for the Li
P
SO phase, which possesses the same crystal structure type, but a lower ionic conductivity. The LGPS phase possessed a high lithium mobility over a distance of 
10 
, as well as a larger fraction of mobile Li ions, thereby indicating that these features enhance lithium conduction over a longer spatial scale, which is important in all-solidstate batteries.
and GeO liquids河口 宗道; 宇埜 正美*
Journal of Crystal Growth, 585, p.126590_1 - 126590_7, 2022/05
過冷却ケイ酸塩,SiO,GeO融液中の11種類の酸化物または混合酸化物の結晶化におけるフェーズフィールド易動度
と結晶成長速度をフェーズフィールドモデル(PFM)を用いて計算し、の物質依存性を議論した。実験の結晶成長速度と
のPFMシミュレーションから得られた結晶成長速度の比は、両対数プロットで結晶成長における固液界面プロセスの
のべき乗に比例した。また
のパラメータ
と
は
m
Js,
であり、材料に固有の値であることが分かった。決定されたを用いたPFMシミュレーションにより、実験の結晶成長速度を定量的に再現することができた。は
における単位酸素モル質量あたりの陽イオンモル質量の平均の拡散係数と両対数グラフで比例関係にある。は化合物中の酸素モル質量あたりの陽イオンのモル質量の総和
に依存する。
では、陽イオンのモル質量が大きくなるにつれては小さくなる。陽イオンのモル質量は陽イオンの移動の慣性抵抗に比例するため、は陽イオンのモル質量の逆数で減少する。
の重い陽イオンのケイ酸塩の結晶化では、は約
で飽和し、
となる。
Jensen, C. B.*; Wachs, D. M.*; Woolstenhulme, N. E.*; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
The ARES project is planned to re-establish capabilities for transient testing SFR fuels at the TREAT facility. A full suite of complementary in-pile capability will be available for future users with devices to suit a variety of testing objectives ranging from analytical experiments to highly prototypic experimental simulations. These capabilities extend from fresh to irradiated fuels leveraging a large library of irradiated SFR fuels from EBR-II and FFTF experimental programs. The fresh fuel commissioning tests on metallic fuels will support detailed understanding of the performance of the experimental platform while adding relatively large amount of data to the existing experiment database. High burnup experiments on irradiated metallic and MOX specimens will aid to expand the existing performance envelope of advanced designs to support current and future reactor design and optimization to maximize the performance potential of these already successful fuel types.
廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*
JAEA-Review 2021-077, 217 Pages, 2022/03
JAEA-Review-2021-077.pdf:12.34MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「アパタイトセラミックスによるALPS沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所において大量に発生している水処理2次廃棄物のうち、長期的な安定化措置が求められている多核種除去設備(ALPS)沈殿系廃棄物中の放射性物質をアパタイトセラミックスに安定固定化する技術の確立を目的としている。令和2年度においては、大規模なアパタイト固化体製造が可能な方法として沈殿法を選び、模擬ALPS沈殿系廃棄物からのアパタイト・リン酸塩固化体の合成・成型条件を探査し、合成物や成型体の組成、構造、諸物性との相関を明らかにした。また、アパタイト固化体製造プロセスの確立のため、小規模及び工学規模のアパタイト固化体の製造試験を行い、合成・洗浄・加熱・固化の各工程での最適条件及び物質収支を明らかするとともに、実規模製造プロセスの基本設計における課題抽出及び装置設計条件をまとめた。さらに、固化体からの水素発生試験を行い、セメント固化体よりも水素発生が大幅に抑制されることを確認した。
市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢
日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03
本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ
=2.0
10
程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、=4.010程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。
國分 陽子; 松原 章浩; 藤田 奈津子; 桑原 潤; 木下 尚喜
JAEA-Technology 2021-028, 33 Pages, 2022/02
JAEA-Technology-2021-028.pdf:2.18MB
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)では、東濃地科学センターと青森研究開発センターに、それぞれJAEA-AMS-TONO及びJAEA-AMS-MUTSU(以下、それぞれTONO及びMUTSU)という二つの加速器質量分析施設がある。本書では、TONO及びMUTSUで共通した測定技術である炭素同位体測定について、両施設の特徴を紹介するとともに、炭素同位体比標準試料を測定した比較試験の結果を報告する。両施設とも、原子力機構内による内部利用のほか、原子力機構の施設供用利用制度により大学や他の研究機関等による外部利用が行われている。近年、加速器質量分析装置(Accelerator Mass Spectrometer 以下、AMS)による炭素同位体測定の需要の拡大に伴い、両施設を併用する、あるいは将来的に併用を検討するという動向が見られる。しかしながら、両施設には、メーカー、装置駆動方式が異なるAMSが設置されている。両施設のAMSは、特に加速器へのイオン入射方式が異なることから、バックグラウンドの低さなど、測定性能に差がある。また、解析法も両施設の主な研究分野に合わせた方法が使われている。そのため、一つの研究課題で両施設を利用する場合には、その施設の特徴をよく理解し、利点を生かした使い分けや解析法の統一が必要となる。本書は、両施設をこれから使用する人が検討する際の参考として、両施設の装置、試料調製法、解析方法、比較試験結果に基づいた測定性能などを取りまとめたものである。
Ochs, M.*; Dolder, F.*; 舘 幸男
Applied Geochemistry, 136, p.105161_1 - 105161_11, 2022/01
被引用回数：4 パーセンタイル：63.38(Geochemistry & Geophysics)さまざまな種類の放射性廃棄物や環境中に含まれる有機物は、放射性核種との安定な錯体を形成し、収着による遅延効果を低減させる可能性がある。本研究では、有機配位子が共存するセメントシステムにおける収着低減係数(SRF)を定量化する方法論の適用性を評価する。SRFの推定のための3つの手法、(1)溶解度上昇係数との類似性、(2)熱力学的計算に基づく化学種分布、(3)三元系での収着実測データを組合わせ、代表的な有機配位子(ISAおよびEDTA)および選択された主要な放射性核種(アクチニド)を対象に評価を行った。ここで提案した手法により、評価対象とするシステムに関連する利用可能なデータ等の情報量に応じて、3つのSRFの定量化手法の有効性を評価することが可能である。最も信頼できるSRFは、三元系での収着実測データから導出することができる。そのような直接的な証拠がない状況でSRFを導出する必要がある場合、類推評価や熱力学計算からの推定を行うことになるが、それらの推定には不確実性を伴うことに留意する必要がある。
