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ホット試験室
JAERI-Review 2000-015, 113 Pages, 2000/09
JAERI-Review-2000-015.pdf:6.09MB
本試験は、平成11年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関西電力・高浜発電所3号機で照射されたPWR燃料集合体の後処理を開始するとともに燃料構成部材にかかわる照射後試験を実施した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験、岩石型燃料の照射後試験等を実施した。WASTEFでは、廃棄物固化体の高度化に関する試験放射性核種の移行挙動に関する研究等を実施した。ホットラボではNSRRパルス照射燃料、軽水炉圧力容器鋼材、核融合炉用材料等の照射後試験を行った。
日笠 直樹*; 大井 貴夫
PNC TN8410 95-215, 67 Pages, 1995/07
本報告書は、高レベル廃棄物固化体インベントリの経時変化をグラフ化するために作成したグラフィック・ユーザ・インターフェースプログラム、処理プログラムについてまとめたものである。固化体のインベントリ計算では、大洗情報センターまたは東海事業所地層処分開発室所有のORIGEN-2を使用し、グラフ作成にはワークステーション上のグラフ化汎用ソフトUNIRASを使用した。そこで、ORIGEN-2の計算結果から必要なデータを抽出する処理及びUNIRASでグラフ作成に利用できる形にデータを加工するプログラムの開発を行った。また、これらのプログラム群を容易に利用できるよう、対話形式のグラフィック・ユーザ・インターフェースを作成した。このグラフィック・ユーザ・インターフェースを利用することにより、ORIGEN-2の出力の見方、UNIRASコマンドに関する知識がなくてもグラフ作成が容易に行えるようになった。
村岡 進; 妹尾 宗明; 小林 義威
JAERI-M 93-037, 71 Pages, 1993/03
人工バリア研究室、深地処分研究室及び環境放射化学研究室において、平成3年度に実施した高レベル廃棄物処理処分の安全性に関する研究成果をまとめた。その内容は次の通りである。1)廃棄物固化体及び人工バリア材の研究開発では、ガラス固化体、セラミック固化体及び緩衝材の性能評価試験を継続した。2)地層処分の安全評価試験では、地下水中での放射性核種の挙動、原位置条件下における核種の移行試験を実施した。また、天然地下水の流動挙動に関する研究を進めた。3)ナチュラルアナログ研究として、続成変質中のスメクタイトの性質、ウラン鉱床中のウラン鉱物の変質、固定化に関する研究を実施した。
村岡 進; 妹尾 宗明; 小林 義威
JAERI-M 92-022, 73 Pages, 1992/03
人工バリア研究室、深地処分研究室及び環境放射化学研究室において、平成2年度に実施した高レベル廃棄物処理処分の安全性に関する研究成果をまとめた。その内容は次の通りである。1)固化体及び人工バリア材の研究開発では、ガラス固化体、セラミック固化体及び緩衝材の性能評価試験並びに容器材料の耐食性試験を継続した。2)地層処分の安全評価試験では、核種の水中での化学的挙動、地層中での移行・固定機構の研究を実施した。また、岩石中の元素の化学形分析法の開発を進めた。3)ナチュラルアナログ研究として、ウラン鉱床中のウラン系列核種の移行及び分布に関する研究を実施した。
荒井 康夫; 大道 敏彦
日本原子力学会誌, 33(8), p.757 - 760, 1991/08
EC超ウラン元素研究所のDr.Hj.Matzkeが、本年の原子力学会春の年会(近畿大学)で行った招待講演を抄訳したものである。講演の内容は、氏の専門分野の一つである原子力材料の照射損傷に関するもので、主としてセラミックス系核燃料の核分裂片損傷及び廃棄物固化体の
線損傷について、その基本原理に始まり、最近の研究の進歩までのあらましを紹介したものである。
村岡 進; 妹尾 宗明; 小林 義威
JAERI-M 91-019, 69 Pages, 1991/02
人工バリア研究室、深地処分研究室及び環境放射化学研究室において平成元年度に実施した高レベル廃棄物処理処分の安全性に関する研究成果を報告書にまとめた。その内容は次の通りである。1)固化体及び人工バリア材の研究開発では、ガラス固化体、セラミック固化体の性能評価試験及び容器材料の耐食性試験を継続した。2)地層処分の安全評価試験では、核種の水中での化学的挙動、地層中での核種の移行・遅延挙動の研究を実施した。また、岩石中の元素の化学形分析法の開発を進めた。3)ナチュラルアナログ研究として、ウラン鉱床中のウランの分布及び移行に関する研究を実施した。
関 晋
日本原子力学会誌, 25(7), p.571 - 576, 1983/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)
Csおよび
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。
関 晋
非破壊検査, 29(11), p.783 - 789, 1980/00
放射性廃液セメント均一固化体の品質検査のため、実規模固化体用超音波試験装置を使用して、ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度を測定し、同一組成固化体の一軸圧縮強度と対応させた。得られた結果は、次のとおりである。 1)ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度と同一組成固化体の一軸圧縮強度との間には直線関係があった。海洋処分用セメント固化体の一軸圧縮強度として必要な150kg/cm
以上の値に対応する超音波伝播速度は、3200m/sec以上であった。 2)一軸圧縮強度推定に関して、超音波試験法と反発硬度法との比較を行い、両方式を併用することを提案した。 3)ドラム缶詰めセメント固化体内の欠陥についても検討を行い、本方式で欠陥の存在とその位置を知ることができた。
関 晋
JAERI-M 8392, 16 Pages, 1979/08
放射性廃液セメント均一固化体の品質検査のため、実規模固化体用超音波試験装置を使って、ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度を測定し、同組成固化体の一軸圧縮強度と対応させた。得られた主な結果は次の通りである。1)ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度と同種固化体の一軸圧縮強度との間には、直線関係があった。海洋処分用セメント固化体の一軸圧縮強度として必要な150kg/cm以上の値に対応する超音波伝播速度は、3200m/sec以上であった。2)一軸圧縮強度推定に関して、超音波試験法と反発硬度法との比較を行い、両方式を併用することを提案した。3)ドラム缶詰めセメント固化体内の欠陥がよく見つけられ、欠陥の位置と存在についても知ることができる。
関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇; 伊藤 彰彦
日本原子力学会誌, 20(12), p.887 - 896, 1978/00
被引用回数：1実大の廃棄物固化体を深度5000mの海底の水圧、温度、流速を模擬した条件でLWR模擬濃縮廃液のドラム缶づめセメント均一固化体の浸出試験を行った。その結果、次のような主要な知見が得られた。(1)アスファルトキャッピングを施した固化体については放射能の浸出は検出されず、キャッピング内部への水の浸入も認められなかった。(2)露出面を設けたBWR模擬廃液のC種高炉セメント固化体では見掛けの拡散係数はCs,Coについては各々1.6
10
および1.210
cm/day、PWR模擬廃液の普通ポルトランドセメント固化体ではCsについて1.510cm/dayであった。(3)この結果を用いて放射性核種の減衰を考慮した環境への浸出量の長期予測を試みた。
