アルカリ溶液中での花崗岩の変質挙動

大和田 仁*; 三原 守弘; 黒木 泰貴*; 有本 邦重*

JNC TN8400 2000-027, 19 Pages, 2000/08

JNC-TN8400-2000-027.pdf:1.8MB

セメント系材料と地下水とが接触することによって発生する高アルカリの浸出液の流れ(高アルカリプルーム)が、高レベル放射性廃棄物及びTRU廃棄物の処分場周辺の環境に及ぼす影響のうち、岩盤への影響を調べるため、変遷初期及び中期のセメント系材料からの浸出液を模擬したアルカリ溶液および低アルカリ性セメントの実浸出液(LW)への花崗岩の80での浸漬試験を行った。浸漬前後の浸漬液の組成及び岩石の鉱物組成を調べたところ、模擬浸出液を用いた試験では、花崗岩に含まれる長石類等からのSi及びAlの溶出とC-S-Hの析出とが確認された。このことによって、高アルカリの浸出液によって、処分場周辺の岩石が影響を受け、核種の移行遅延効果に影響を及ぼす可能性があることが明らかとなった。一方LWを用いた試験では、岩石からの成分の溶出は観られず、液相のSi,AlおよびCaの減少が確認され、C-S-H、C-A-S-H等の2次鉱物として析出したことが示唆された。これらの結果から、高アルカリプルームは岩盤との反応による透水係数の変化や、2次鉱物の析出による分配係数の変化などの処分環境の変化の原因となる可能性があることが分かった。これに対して、LWでは、比較的短期間に花崗岩との平衡に達するので、前述のような処分環境への影響は比較的小さく、またその影響の及ぶ範囲も狭くなることが考えられた。

種々の炉心概念に関するMA消滅特性の整理

大木 繁夫; 岩井 武彦*; 神 智之*

JNC TN9400 2000-080, 532 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-080.pdf:14.98MB

実用化戦略調査研究で検討対象となっている冷却材及び燃料形態の異なる高速炉について、実用化高速炉の資源有効利用性及び環境負荷低減性を評価するための基礎データを得るために、マイナーアクチニド核種(Minor Actinide nuclides,MA)の消滅特性解析を行った。対象炉心は、1)ナトリウム冷却酸化物燃料炉心、2)鉛冷却窒化物燃料炉心(BREST-300)、3)炭酸ガス冷却酸化物燃料炉心(ETGBR)、4)鉛冷却酸化物燃料炉心、5)ナトリウム冷却窒化物燃料炉心(Heボンド、Naボンド)、6)ナトリウム冷却金属燃料炉心である。冷却材及び燃料形態とMA消滅特性の関係について次の結果が得られた。・MA変換率には燃料形態に関して「酸化物金属窒化物」の大小関係が見られる。窒化物燃料及び金属燃料は酸化物燃料に比べ中性子束レベルが高くなることがMA変換率向上の主要因である。・冷却材種別に関してはMA変換率に「鉛ナトリウム炭酸ガス」の関係が見られたが、これらの炉心間では炉出力等の炉心基本特性、炉心設計思想が統一されていないことから、違いが冷却材に起因するのか炉心設計に起因するのか明らかでない。・上述の燃料形態及び冷却材の違いによるMA消滅特性の変化度合いは比較的小さい。

リスク評価手法を用いた環境影響評価に関する調査研究(II)

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PNC TJ1533 98-003, 105 Pages, 1998/02

PNC-TJ1533-98-003.pdf:3.51MB

本調査研究の目的は、個々の施設の安全性にのみ着目した環境影響評価ではなく、核燃料サイクル全体を通しての地球規模での環境影響評価を行うための手法等の検討を行い、他のエネルギー源に係る環境影響との相対的評価手法の基礎を確立することである。このため本年度は上記目的達成のため以下の調査を行った。(1)各種エネルギー源に係るリスクプロセス、リスクソース等の調査研究既存の核燃料サイクルに関するリスク-ベネフィット研究、環境影響評価を行うソフトウェアについて調査を行った。(2)リスク評価手法に関する調査研究大気汚染物質である酸性物質の広域輸送について調査を行った。(3)一般公衆のリスク認知に係る社会科学的評価手法に関する調査研究リスク受容、リスクへの対応としての保険について調査を行った。(4)各種エネルギー源へのライフサイクルアセスメント手法適用に関する調査研究ライフサイクルアセスメント評価事例について調査を行った。

東濃鉱山周辺の環境放射能に関する調査研究

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PNC TJ1615 97-001, 5 Pages, 1997/03

PNC-TJ1615-97-001.pdf:0.32MB

東濃地科学センター(旧中部事業所)において、鉱山の開発行為が周辺環境に及ぼす影響の有無を把握するための鉱山周辺の環境調査を、調査坑道の開坑前の昭和46年度以来、継続して実施している。調査においては、東濃地化学センターが測定したデータと比較するため、調査坑々内外のラドン及びその娘核種の濃度の測定を行うとともに、調査坑周辺の大気中の粉塵、河川水、飲料水、土壌、生物等の試料を採取しウラン、ラジウム等の含有量の分析測定を行った。

テクネチウム99の環境移行に関する調査研究(2)

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PNC TJ1621 96-001, 80 Pages, 1996/03

PNC-TJ1621-96-001.pdf:2.34MB

テクネチウム-99は、核分裂収率が高く、半減期も21万年と極めて長いため、核燃料サイクルに係わる環境影響評価上重要な核種である。環境中のテクネチウム-99は、多様な化学形(存在状態)をとるため、土壌および海洋環境における振る舞いが複雑であり、バックグラウンドレベルの把握および移行挙動の解明を行う必要がある。このため、本研究では、日本国内のバックグラウンドレベルの調査および移行挙動に係わる研究を総合的に実施する。この報告書には、昨年度からの継続"陸上生態系におけるテクネチウム-99の移行挙動"に関して、すでに報告されている文献を調査した結果を記すと共に、環境試料中のテクネチウム-99濃度の定量法に関して、化学分析の際の収率補正用のテクネチウムトレーサー(95mTC)の製造法および実際の環境土壌や堆積物試料を用いての99Tc分析のクロスチェックを実施した結果を記した。

日本保健物理学会第29回研究発表会報告-環境安全管理に係る発表-

飛田 和則; 住谷 秀一; 森田 重光

PNC TN8450 94-006, 28 Pages, 1994/12

本報告書は、平成6年5月19日及び5月20日の両日にわたり、福井県敦賀市プラザ萬象で開催された日本保健物理学会第29回研究発表会において、動燃東海事業所から報告した発表のうち、安全管理部環境安全課から発表報告した「放射性物質の移行に関するダイナミックモデルの開発」及び「長半減期放射性核種の土壌環境中における挙動について」の2件をとりまとめたものである。今後とも、両件について検討を継続する予定であり、また関連する環境安全研究を進めていくなかで、参考にされたい。

大気安定度に関連する気象観測データの解析

成田 脩; 武藤 重男; 片桐 裕実; 叶野 豊; 晴山 央一

PNC TN8420 94-017, 91 Pages, 1994/06

PNC-TN8420-94-017.pdf:1.62MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、昭和30年代(当時は、原子燃料公社)から、気象観測を継続・実施してきている。その後、再処理施設から大気放出される放射性廃棄物の環境影響評価に使用する目的で、昭和49年頃から気象観測塔の設置等気象観測設備の整備が行われてきている。この間観測された気象データは、数種類の大気安定度分類方法に利用できることから、それらを用いて、各分類方法による大気安定度出現頻度の分布の傾向を比較した。この結果、気象指針の方法で分類した大気安定度出現頻度分布は、気温差を単独で用いた方法の頻度分布と異なる傾向がみられたが、風と気温差とを用いた方法の頻度分布とは類似した傾向が見られた。東海事業所で観測されたこの十数年間の多量の観測データを基に、各種大気安定度分類方法と気象指針の方法との比較、解析により、分類方法の特徴、観測サイトの特性等の把握が行われた。このことから、「拡散パラメータ推定の参考として観測する」と気象指針に示された気温差観測を始め、大気安定度に関連する調査に関する気象観測は、目的を達成し、一応の観測の区切りがついたと考えられる。

安全管理業務報告(平成4年度第3四半期)

桜井 直行; 竹之内 正

PNC TN8440 93-007, 103 Pages, 1992/12

PNC-TN8440-93-007.pdf:2.55MB

平成4年度第3四半期(平成4年10月平成4年12月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進、研究開発、外部発表等について、取りまとめたものである。

放射性廃棄物の環境中での物理・化学形態変化に与える因子に関する研究

松本 史朗*

PNC TJ1609 91-002, 48 Pages, 1991/03

PNC-TJ1609-91-002.pdf:1.66MB

再処理施設から放出される放射性廃棄物の環境影響評価は、これまでソースターム、放射性物質の環境中での移行等を考慮したモデルによる評価がなされてきた。今後、より現実的な評価を行う観点から、施設から放射性廃棄物の物理・化学形態、また、環境中でのこれら物理・化学形態の変化が、その環境影響評価に与える影響について調査することが必要と考えられる。使用済燃料の再処理において発生する放射性気体には、3H、14C、85Kr、129I、131Iなどの気体状放射性物質が含まれるが、被爆線量当量は129Iが最も大きく、ヨウ素の施設内および環境中での挙動が極めて重要と言える。ヨウ素は軽水炉燃料中ではペレット中にヨウ化物(主にCsI)として均一に分散されていると考えられている。燃料の溶解工程では酸化ウランの硝酸による溶解の際に生成される亜硝酸によって酸化され、I2としてオフガス中に大部分が放出されるが、一部は溶解液中に残存する。残存ヨウ素は共除染工程以後の工程にとり込まれ、有機ヨウ素の形態で槽類オフガス中へ移行すると考えられている。また、高レベル廃液には242Cm、244Cmが含まれていることから、これらの核種は自発核分裂によって131Iを発生する。従って、ヨウ素の除去のみならず、放出時のヨウ素の物理・化学形態を知る上でもヨウ素の再処理プロセス内の挙動を的確につかまえておくことが必要である。本調査研究では再処理施設の工程内を主対象としたヨウ素の挙動について、最近の文献を中心に調査し、その概要をまとめた。また、最近開発された疎水性ヨウ素吸着剤の特徴およびその利用についての考え方をまとめ、ヨウ素の再処理工程内および環境中での物理・化学形態を検討することにする。