JOPSS:検索結果一覧

論文

Decrease of radionuclide sorption in hydrated cement systems by organic ligands; Comparative evaluation using experimental data and thermodynamic calculations for ISA/EDTA-actinide-cement systems

Ochs, M.*; Dolder, F.*; 舘幸男

Applied Geochemistry, 136, p.105161_1 - 105161_11, 2022/01

https://doi.org/10.1016/j.apgeochem.2021.105161

被引用回数：4 パーセンタイル：66.78(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。

報告書

JAEA-TDB-RN in 2020; Update of JAEA's thermodynamic database for solubility and speciation of radionuclides for performance assessment of geological disposal of high-level and TRU wastes

北村暁

JAEA-Data/Code 2020-020, 164 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2020-020.pdf:3.11MB
JAEA-Data-Code-2020-020-appendix(DVD-ROM).zip:0.56MB

高レベル放射性廃棄物およびTRU廃棄物地層処分の性能評価に用いるJAEA熱力学データベース(JAEA-TDB)のうち、放射性核種溶解挙動評価部分(JAEA-TDB-RN)について、地球化学計算部分(JAEA-TDB-GC)を包含する形で更新を実施した。今回の更新では、従来の選定値が標準状態における反応の平衡定数(対数値log $_{10}$ $K^{circ}$ )だけであったのに対して、ギブズ標準自由エネルギー変化( $Delta_{rm f}$ $G^{circ}_{rm m}$ ),標準モルエンタルピー変化( $Delta_{rm f}$ $H^{circ}_{rm m}$ ),標準モルエントロピー( $S^{circ}_{rm m}$ ),比熱容量( $^{circ}$ $_{rm p,m}$ ),反応の自由エネルギー変化( $Delta_{rm r}$ $G^{circ}_{rm m}$ ),反応のエンタルピー変化( $Delta_{rm r}$ $H^{circ}_{rm m}$ )および反応のエントロピー変化( $Delta_{rm r}$ $S^{circ}_{rm m}$ )を追加することで、大幅な選定値の拡充を行うとともに、298.15K以外の温度における溶解挙動評価が実施できるよう整備が行われた。また、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)がレビュー、選定および集約した鉄についての最新の熱力学データを取り込んだ。さらに、JAEA-TDB-GCと選定値の内部整合性を図るために、多くの反応のlog $_{10}$ $K^{circ}$ について再計算を実施した。更新したJAEA-TDBを有効活用するために、PHREEQCおよびGeochemist's Workbenchといった地球化学計算コード用フォーマットを提供した。

論文

Chemical forms of uranium evaluated by thermodynamic calculation associated with distribution of core materials in the damaged reactor pressure vessel

池内宏知; 矢野公彦; 鷲谷忠博

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.704 - 718, 2020/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1720844

被引用回数：6 パーセンタイル：60.71(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所から取り出された燃料デブリへの効果的な処置方策を提案する上では、燃料デブリ中でUがとりうる化学形についての詳細な調査が不可欠である。特に、アクセス性に乏しい圧力容器内に残留する燃料デブリに関する情報が重要である。本研究では、圧力容器内燃料デブリ中、特にマイナー相におけるUの化学形を評価することを目的とし、1F-2号機の事故進展での材料のリロケーション及び環境変化を考慮した熱力学計算を実施した。組成,温度,酸素量といった計算条件は、既存の事故進展解析の結果から設定した。計算の結果、Uの化学形はFeとOの量によって変化し、Feの少ない領域で-(Zr,U)(O)、Feの多い領域でFe $_{2}$ (Zr,U) (Laves相)の生成が顕著であった。還元性条件で生成するこれらの金属相中には数パーセントのUが移行しており、燃料デブリの処置において核物質の化学分離を考慮する場合はこれらの相の生成に留意すべきと考えられる。

報告書

Update of JAEA-TDB; Update of thermodynamic data for zirconium and those for isosaccahrinate, tentative selection of thermodynamic data for ternary M $^{2+}$ -UO $_{2}$ $^{2+}$ -CO $_{3}$ $^{2-}$ system and integration with JAEA's thermodynamic database for geochemical calculations

北村暁

JAEA-Data/Code 2018-018, 103 Pages, 2019/03

JAEA-Data-Code-2018-018.pdf:5.66MB
JAEA-Data-Code-2018-018-appendix1(DVD-ROM).zip:0.14MB
JAEA-Data-Code-2018-018-appendix2(DVD-ROM).zip:0.15MB
JAEA-Data-Code-2018-018-appendix3(DVD-ROM).zip:0.19MB

最新の熱力学データのレビューを行い、選定された値を高レベル放射性廃棄物およびTRU廃棄物の地層処分の性能評価に用いるための熱力学データベース(JAEA-TDB)に収録した。今回のレビューでは、(1)ジルコニウムの水酸化物および加水分解種の熱力学データについて、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が公開した熱力学データベースと比較しつつ熱力学データを選定した。また、(2)金属イオンのイソサッカリン酸錯体の熱力学データについては、最新のレビュー論文を基に、選定値のレビューと内部整合性の確認を行ったうえで採用した。さらに、(3)アルカリ土類元素、ウラン(VI)イオンおよび炭酸イオンから構成される三元錯体の熱力学データについて、文献情報を暫定的に追加した。そして、(4)地球化学計算用に整備された熱力学データベースとの統合を実現させた。選定値の内部整合性は著者が確認した。更新したJAEA-TDBを有効活用するために、PHREEQCおよびGeochemist's Workbenchといった地球化学計算コード用フォーマットを整備した。

論文

Study on the distribution of boron in the in-vessel fuel debris in conditions close to Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

池内宏知; Piluso, P.*; Fouquart, P.*; Excoffier, E.*; David, C.*; Brackx, E.*

Proceedings of 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017) (Internet), 12 Pages, 2017/05

福島第一原子力発電所(1F)からの燃料デブリ中のホウ素(B)の分布や含有量に係る情報は、取出し時の機械的特性や取出し後の未臨界を担保の検討を行う上で重要な情報と考えられる。本発表では、仏国CEAとの協力のもと、圧力容器内燃料デブリ中のBの挙動を、解析的および実験的に推定した結果について概要を報告する。2号機に対して想定される事故進展シナリオから、材料組成、温度、および酸化量の変遷を推定し、これらの情報を入力とする熱力学計算により、Bの化学形の推定を行った。計算に用いた熱力学データベース(NUCLEA)ではB-O系の実験データが不足しており、これにより酸素濃度が低い条件での制御棒(B-C-Fe-O系)の溶融・凝固過程の計算結果には大きな不確かさを含むと考えられる。不確かさを低減し計算結果の妥当性を検証するため、Fe, B $_{4}$ C, B $_{2}$ O $_{3}$ , Fe $_{2}$ O $_{3}$ を高温で溶融・混合させる小規模試験を実施し、凝固後の試料の相状態を分析した。その結果、凝固後の相が金属相(Feリッチな相)と酸化物相(BとOがリッチな相)に分かれ、Fe, Bがそれぞれの相に一定の割合で分配されることが分かった。このような元素の分配挙動は、酸素ポテンシャルを適切に設定した条件で、NUCLEAデータベースによる熱力学計算結果により説明できることが分かった。

報告書

核燃料再処理環境中におけるジルコニウムの応力腐食割れに関する研究

加藤千明

JAERI-Research 2003-013, 143 Pages, 2003/08

JAERI-Research-2003-013.pdf:22.12MB

本論文は核燃料再処理環境中におけるジルコニウムの応力腐食割れ(SCC)に関する研究成果をまとめたもので、全文7章から成っている。1章では背景及び目的を述べた。2章では試験装置を説明した。3章では沸騰伝熱面においては硝酸の酸化力が高まり沸騰伝熱面においてSCCが生じる可能性を示した。4章ではSSRT試験からSCC感受性は硝酸濃度と温度により大きくなり、切り欠き部でSCC感受性が大きくなることを示した。また、SCC感受性は結晶配向性に影響され、圧延方向と割れ進展面が一致する面で大きくなることを示した。5章では、溶接部のSCC感受性に関して(0002)面の存在量が多いHAZ/母材境界部にてSCC感受性は高くなることを示した。6章では、硝酸の高い酸化力発生機構に関して考察し、沸騰伝熱面における酸化還元電位の上昇は、沸騰バブル相にNO $_{2}$ 等のガス状窒素酸化物成分が移行し溶液から絶えず排除されることでHNO $_{2}$ の熱分解が加速されることにより生じることを明らかにした。7章では、総括を述べた。

報告書

エチルトリクロロシランを用いたCVD-SiCの熱力学計算

中野純一; 山田禮司

JAERI-Research 95-045, 26 Pages, 1995/06

JAERI-Research-95-045.pdf:1.08MB

自由エネルギー最小化法に基づく化学平衡状態計算プログラムSOLGASMIX-PVを用いて、C $_{2}$ H $_{5}$ SiCl $_{3}$ -H $_{2}$ -Ar系の化学蒸着(CVD)に関して熱力学計算を行い、CVD状態図を得た。C $_{2}$ H $_{5}$ SiCl $_{3}$ -H $_{2}$ 系では、-SiC+C、-SiC、-SiC+Si(l)、Si(l)、-SiC+Si(s)、およびSi(s)が蒸着する領域が存在することがわかった。C $_{2}$ H $_{5}$ SiCl $_{3}$ Ar系では、-SiC+CおよびCが蒸着することがわかった。これらの計算結果と報告されている蒸着実験結果とを比較した結果、-SiC+Cが蒸着すると計算された領域において、-SiC+C、-SiC、または-SiC+Si(s)が蒸着することがわかった。CVDにおける最適なガスのモル比と蒸着温度に関しては、(Ar+H $_{2}$ )/C $_{2}$ H $_{5}$ SiCl $_{3}$ モル比1000~10000、Ar/H $_{2}$ モル比0.43~0.15、蒸着温度1100~1500Kのときに、原料のSi原子は最も効率よく-SiCとして蒸着し、-SiC単相を生成することが明らかになった。

論文

Structure and stability Li $_{2}$ CN molecule; An Experimental and ab initio study

工藤博司; 橋本雅史; 横山啓一; Wu, C. H.*; A.E.Dorigo*; F.M.Bickelhaupt*; P.von-R.Schleyer*

Journal of Chemical Physics, 99(17), p.6477 - 6482, 1995/00

Knudsen effusion質量分析法によりLi $_{3}$ SおよびLi $_{4}$ S分子の熱力学量を決定し、非経験的分子軌道計算により求めた理論値と比較しながらこれら超リチウム化分子の熱力学的安定性、分子構造および結合状態について研究した。Li $_{3}$ S分子はC $_{3v}$ 対称を、Li $_{4}$ S分子はC $_{2v}$ 対称を有する構造が最も安定であり、オクテット分子であるLi $_{2}$ Sに比べてそれぞれ33.11.6kcal/mol及び83.92.7kcal/mol安定な状態にある。Li $_{3}$ Sの9個の原子価電子は(5a $_{1}$ ) $^{2}$ (3e) $^{4}$ (6a $_{1}$ ) $^{2}$ (7a $_{1}$ ) $^{1}$ 、Li $_{4}$ Sの10個の原子価電子は(6a $_{1}$ ) $^{2}$ (3b $_{1}$ ) $^{2}$ (7a $_{1}$ ) $^{2}$ (3b $_{2}$ ) $^{2}$ (8a $_{1}$ ) $^{2}$ の配置をとる。Li $_{3}$ Sの7a $_{1}$ 軌道及びLi $_{4}$ Sの8a $_{1}$ 軌道にある電子はLi-Li結合によりケージを形成し、分子全体の安定化に寄与すると考えられる。

口頭

Chemical form estimation of in-vessel fuel debris by thermodynamic calculation with melt progression analysis

池内宏知; 野口芳宏*; 近藤賀計*; 矢野公彦; 鍛治直也; 鷲谷忠博

no journal, ,

For the defueling from Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (1F) Units 1 to 3, estimation of chemical forms of fuel debris in the reactor pressure vessel (RPV) is necessary. Due to lack of actual information of 1F-core damaged status, the chemical forms had been estimated with the help of thermodynamic equilibration. However, after core degradation, material distribution is quite different from that before the accident. This effect should be considered in the chemical form estimation. In this study, chemical forms of in-vessel fuel debris were roughly evaluated based on the result of melt progression analysis (SA analysis). The case of Unit 2 was especially focused on due to its earliest schedule of defueling.

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