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佐藤 治夫; 澁谷 朝紀; 舘 幸男; 太田 久仁雄*; 天野 健治*; 油井 三和
PNC TN8410 97-127, 57 Pages, 1997/08
高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価研究において,核種の移行遅延特性を定量的に調べモデル化することは重要な課題の1つとして挙げられている。筆者らは,結晶質岩中における核種の遅延の程度を定量化するため,割れ目から岩石マトリックス方向への核種の拡散,岩石への核種の収着および間隙特性の変化について調べている。本研究では,釜石原位置試験場の花崗閃緑岩割れ目周辺に見られる割れ目充填鉱物部および変質部の内,地下水が接触している割れ目を対象に核種の移行遅延特性を調べた。イオン電荷をパラメーターにNa,Cs,HTO,Cl,Seについて22
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の範囲で見掛けの拡散係数および実効拡散係数を取得した。透過拡散法により,割れ目充填鉱物部,変質部,花崗閃緑岩に対して取得すると共に,Cs,Sr,Se,238Uおよび239Puのバッチ法による収着実験を同岩石について行い,分配係数を取得した。酸化還元条件に鋭敏な元素の内,SeについてのみN2雰囲気のグローブボックス(O2
1ppm)内で行い,他の元素は大気雰囲気で行った。岩石試料と同じ場所から採取した地下水(pH8.79.5)を実験では用いた。岩石試料の間隙率および密度を水中飽和法および水銀圧入法により,また,細孔径分布や比表面積を水銀圧入法により測定した。間隙率は,割れ目充填鉱物部(5.6%)
変質部(3.2%)花崗閃緑岩(2.3%)の順で小さくなり,割れ目からマトリックス方向に対して小さくなることが分かった。花崗閃緑岩および変質部の細孔径分布は10nm0.2mmの範囲にわたっており,割れ目充填鉱物部は50nm0.2mmの範囲であった。しかしながら,割れ目充填鉱物部における多くの細孔径は100nmと0.2mm付近で見られた。全てのイオン(Na+,Cs+,HTO,Cl-,SeO32-)の実効拡散係数は間隙率に依存し,割れ目充填鉱物部変質部花崗閃緑岩の順に小さくなった。細孔径分布の測定結果から間隙径がイオン径に比べて大きく,岩石表面とイオンとの静電的相互作用の効果はそれほど大きくないものと考えられることから,岩石マトリックス中のイオンの実効拡散係数を間隙率や屈曲度などの間隙構造因子および自由水中のイオンの拡散係数を用いて予測した。その結果,予測値は実測値とほぼ一致し,形状因子に基づいたモデルの適用性が確認された。また,岩石に対
樋口 英雄*
PNC TJ1309 96-001, 113 Pages, 1996/03
本報告は、本邦での核燃料サイクル施設の本格的稼働を間近に控えたこの時期において、核燃料サイクルとも関連した環境中の長半減期放射性核種の分析法並びにそれらのレベルを調査した結果をとりまとめたものである。本報告書は以下の項目の内容が記載されている。(1)トリチウム人体代謝モデルの検証に環境データを用いる際の問題点(2)二酸化炭素吸収剤を用いる環境中の14C測定法(3)99Tc分析のための95mTcトレーサーの製造(4)放射性降下物の最近の状況(5)環境試料中の241Pu分析(6)環境試料中の242、243、244Cm分析(7)
線放射体測定のための収率トレーサー(8)クロスチェックについて
Pufrom transmission measurements in the energy range of 1500 keVH.Derrien*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.794 - 804, 1992/08
オークリッジ国立研究所の電子線型加速器(ORELA)を用いてJ.A.Harvey等が測定した高分解能の中性子透過率から1500keVでのPuの全断面積を求めた。110keVでは、3種類の試料の実効断面積を厚さ0に外挿して、真の全断面積を求めた。また10keV以上では、厚い試料中の自己遮蔽効果補正を共鳴パラメータを基に行った。結果は、110keVで2~4%、10keV以上で2%以上の精度である。これらは、150keVの中性子エネルギー領域での高精度実験の要求を満たすものである。
宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 菊池 三郎*
PNC TN841 71-27, 92 Pages, 1971/10
FIPプログラムは熱中性子炉における235Uおよび239Puの核分裂によって発生する核分裂生成物が炉運転,炉一時停止のサイクル,および炉最終停止後の冷却時間の関数として,キューリ数,
線放出エネルギ,全
線および7群の線放出エネルギについて計算できる。核分裂生成物はF.P.崩壊系列中の準安定核種を含む全放射性核種を対象として190核種を選定した。ただし,半減期が10秒以内のものおよび核分裂収率が0.001%以下のものは除いた。熱中性子および高速中性子の235Uおよび239Puの核分裂収率が考慮できるように4種類のデータライブラリィを編集した。FIPは炉運転および一時停止の多重サイクルについて計算の取扱いが可能で,さらに,各核分裂生成物が及ぼす生涯(70年間)の12身体組織に対する内部線量率が個々の核種について冷却時間を関数として計算できる。計算結果はいかなる冷却時間にわたっても得られるが,簡使式を使用している点で100秒以内の結果は多少のあいまいさが生じることになる。FIPはFPICに改良および拡張を加えたもので,CDC-6600用に作成された。
永石 隆二; 伊藤 辰也; DiPrete, D.*; Fellinger, A.*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)事故から10年以上経過した燃料デブリの保管ではアルファ線による水の分解の重要性が増しているが、アルファ放出核種が固体材料中に存在していると、核種から放出したアルファ線は材料中で減速して、材料から逃れたアルファ線エネルギーはより低く連続となる。このエネルギースペクトルは材料の種類やサイズによって異なり、これは水の分解G値のパターンや大きさに影響を及ぼすため、アルファ線分解を研究するには、このスペクトルを測定・評価する必要がある。本研究では、Pu-239を含む固体材料の粉末を用いて、この粉末からのアルファ線のスペクトルを測定した。そのスペクトルからアルファ線の線エネルギー付与(LET)を評価して、これを核種が水中の溶存種である場合の値と比較した。
