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論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

Release and transport behaviors of non-gamma-emitting fission products and actinides in steam and hydrogen atmospheres

三輪 周平; Ducros, G.*; Hanus, E.*; Bottomley, P. D. W.*; Van Winckel, S.*; 逢坂 正彦

Nuclear Engineering and Design, 326, p.143 - 149, 2018/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

水蒸気及び水素雰囲気下での非$$gamma$$線放出核種の核分裂生成物(FP)及びアクチニド13核種の放出移行挙動を、FP放出移行実験VERCORSにおける沈着物の化学分析結果に基づいて評価した。化学平衡計算による化学形態を考慮して放出移行挙動を評価した結果、ストロンチウムの放出は水素雰囲気で促進され、一部は低温領域まで移行していくこと、ウランの放出は水蒸気雰囲気で促進される一方で、高温領域に留まること等、新規な知見を得た。

報告書

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

論文

AWJによる燃料集合体溶融模擬材の切断実証および評価

丸山 信一郎*; 綿谷 聡*

三井住友建設技術研究開発報告, (15), p.107 - 112, 2017/10

福島第一原子力発電所(以下、1Fと称す)の廃止措置において、安全で確実な燃料デブリの取出しを行うためには、燃料デブリの形態や特性を推定することが不可欠となる。その推定のため、事故時の燃料集合体の溶融移行挙動調査が行われている。調査にあたり、燃料集合体溶融模擬材の切断が必要となり、切断にはジルコニウム合金とステンレスの溶融混合材料やセラミックの切断実績のあるアブレイシブウォータージェット(以下、AWJと称す)工法を適用することとした。結果、燃料集合体溶融模擬材を切断でき、切断可能な条件のデータを取得できた。今後、そのデータは、燃料デブリの取出しの検討に役立てることができる。

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

Influence of boron vapor on transport behavior of deposited CsI during heating test simulating a BWR severe accident condition

佐藤 勇; 大西 貴士; 田中 康介; 岩崎 真歩; 小山 真一

Journal of Nuclear Materials, 461, p.22 - 28, 2015/06

沈着したCsIに対するホウ素の影響を確かめるために基礎的な試験を実施した。CsIを1323Kで蒸発させ、1023Kから423Kの温度に保持されたサンプリングパーツへ沈着させた。引き続き、1973KでB$$_{2}$$O$$_{3}$$を蒸発させ、沈着したCsIに作用させた。加熱試験後、サンプリングパーツをアルカリ溶液に浸漬させ、浸漬液に対してICP-MS分析を行った。その結果、850K以上に保持されているサンプリングパーツに沈着しているCsIはB$$_{2}$$O$$_{3}$$によって引き剥がされていることがわかった。この挙動について熱力学的に議論し、シビアアクシデント時におけるCs/I/B化学を検討した。

論文

環境負荷物質移行予測コード「MOGRA:モグラ」とその適用

天野 光

資源環境対策, 41(12), p.89 - 96, 2005/10

人間の生活圏に加えられる重金属や放射性物質等の環境負荷物質による環境影響を評価し、汚染防止策や防護対策を立案するためには、生活圏内におけるそれら物質の移行挙動を把握する必要があるが、人間の生活圏には種々の土地利用形態や土地分類が混在しており、それぞれの土地における環境負荷物質の挙動も多種多様である。また、環境負荷物質の放出量が時間変化する場合や、農作物の生育期間のように環境条件が変化する場合を評価する際には、環境負荷物質の挙動の時間変化を解析する必要がある。このような、人間の生活圏内での環境負荷物質の挙動を実用的に解析・予測するコードとして、環境負荷物質移行予測のための汎用コードMOGRA(モグラ:Migration Of GRound Additions)を開発した。本解説は、MOGRAの概要,その特徴,MOGRAを用いた解析例等につき紹介した。

論文

雑固体廃棄物のプラズマ溶融処理

中塩 信行; 中島 幹雄

デコミッショニング技報, (26), p.45 - 55, 2002/11

低レベル放射性廃棄物の溶融処理は、減容比が大きいこと,放射性核種の閉じ込め性能が高い固化体を製作できることなど、処分を考慮した均質で安定な廃棄体を製作するための有望な処理方法として注目されている。日本原子力研究所(原研)では低レベル放射性廃棄物を溶融処理により減容し、処分に向けて均一で安定な廃棄体を製作するために、1999年から高減容処理施設の建設整備を進めている。施設の供用開始に先立って、原研では処分に適した安定で放射能分布の均一な溶融固化体を製作するための溶融条件を把握することを目的に、プラズマ溶融処理によって製作した溶融固化体の性能評価試験を行ってきた。溶融試験では、非金属廃棄物を中心とした模擬雑固体廃棄物とRIトレーサーを非移行式プラズマトーチの加熱によって溶融し、溶融時における核種移行挙動及び溶融固化体の均一性,化学組成及び機械的強度等を調べたので、その一部を紹介する。

論文

Study on plasma melting of miscellaneous low-level radioactive waste

中塩 信行; 涌井 拓治*; 大竹 敦志*; 中島 幹雄; 福井 寿樹*; 磯部 元康*

Proceedings of 8th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '01) (CD-ROM), 4 Pages, 2001/00

低レベル雑固体廃棄物の溶融処理の最適化を目的として、模擬雑固体廃棄物を非移行式プラズマトーチの加熱によって溶融し、溶融時における核種移行挙動,溶融固化体の物性を調べた。溶融固化体の分析結果から、化学成分と加熱時間の変化が$$^{137}$$Csの移行挙動に影響を与えることがわかった。ほぼすべての$$^{152}$$Euは溶融固化体に残存していた。また、得られた溶融固化体はほぼ均一であり、十分な圧縮強度を有していることが明らかになった。

論文

The Migration behavior of Np(V) in sandy soil and granite media in the pressence of humic substances

坂本 義昭; 長尾 誠也; 小川 弘道; Rao, R. R.*

Radiochimica Acta, 88(9-11), p.651 - 656, 2000/09

 被引用回数:11 パーセンタイル:37.87(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

放射性廃棄物の処分に際しては、アクチニドの地中での移行挙動を把握することが重要となる。この移行挙動は地下水に溶存している腐植物質の影響を受けることが知られている。本研究では、アクチニドの中で重要なネプツニウムを取り上げ、砂質土壌及び粉砕した花崗岩を詰めたカラム中での移行挙動に及ぼす腐植物質の影響について調べたものである。その結果、砂質土壌及び花崗岩の両者において、分子量の小さい腐植物質(フルボ酸)を添加した場合には移行が促進されたが、分子量の大きな腐植物質(フミン酸)を添加した場合には移行が遅くなる現象が観察された。これらの結果は、腐植物質自身の土壌等への吸着性能の違いなどを反映しているものと思われ、腐植物質のネプツニウムの移行挙動への影響は、その種類により異なることを明らかにした。

報告書

シビアアクシデント時の強放射能核分裂生成物の挙動に関する研究

山脇 道夫*; 山口 憲司*; 小野 双葉*; Huang, J.*; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純

JAERI-Tech 2000-015, p.38 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-015.pdf:1.31MB

軽水炉のシビアアクシデント時に破損燃料から放出された核分裂生成物(FP)は、その化学形に応じて大きく異なった移行・沈着挙動を示す。これは、その化学形に応じて蒸気圧が大きく変化し、ガス状またはエアロゾル状の形態となるからである。このため、シビアアクシデント時のソースタームを精度良く評価するにあたって、シビアアクシデント条件を模擬した水蒸気や水素を含む高温条件下でのFPの化学形及び蒸気圧を精度良く知る必要がある。Cs$$_{2}$$U$$_{4}$$O$$_{12}$$の蒸発挙動をKnudsenセル付き質量分析法により1273から1573Kの範囲でD$$_{2}$$O/D$$_{2}$$雰囲気下で調べた。本実験の平均温度である1423Kにおいて、試料のCs(g)分圧は、真空下で1.97Paであり、酸素ポテンシャル測定値は-148.2kJ/molであった。D$$_{2}$$(g)を導入すると、Cs(g)分圧は徐々に増加し、2.26Paに達した。また、D$$_{2}$$O(g)+D$$_{2}$$(g)を導入すると、Cs(g)分圧は1.56Paまで低下した。同様にCs$$_{2}$$UO$$_{4}$$,BaUO$$_{3}$$,SrUo$$_{3}$$の蒸発挙動を質量分析法により調べた。質量分析法で得られた実験結果は、シビアアクシデント時の環境状態に比べて狭い範囲である。そこで、計算機コードChemsageを用いて、高H$$_{2}$$O/H$$_{2}$$の湿潤条件や低H$$_{2}$$O/H$$_{2}$$の還元条件、2500Kまでの高温条件、1MPaまでの高圧条件などについて計算した。実験結果及び計算結果は、これらの環境条件が化合物の蒸発挙動に強く影響することを示した。本研究成果であるCs$$_{2}$$U$$_{4}$$O$$_{12}$$,Cs$$_{2}$$UO$$_{4}$$,BaUO$$_{3}$$,SrUO$$_{3}$$の蒸気圧の温度依存式は、原研が実施する照射済燃料からのFP放出実験計画(VEGA)の実験結果を評価する際に利用する予定である。

報告書

核燃料リサイクルシステム内の核種移行率に関する研究

藤井 俊行*; 山名 元*

JNC-TJ9400 2000-003, 36 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-003.pdf:1.36MB

低除染でのリサイクルシステムにおいて設計上不可欠の情報である放射性核種の移行率に関する研究の一環として、放射能は低いがリサイクル燃料の性能への影響が多い元素であるモリブデンとパラジウムの、PUREX、TRUEX抽出条件下での分配特性を実験的に調べ、その化学的なメカニズムの同定を行った。吸光分光分析を抽出実験と並行することにより、抽出錯体種の同定および抽出メカニズムを検討した。この結果により、モリブデンとパラジウムのPUREX、TRUEX工程内での抽出移行および分配特性に関する知見を得た。

報告書

人工バリア中の核種移行挙動に関する研究(II)

大橋 弘士*; 佐藤 正知*; 小崎 完*

JNC-TJ8400 2000-018, 79 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-018.pdf:2.09MB

地層処分の安全評価のための基礎的研究として、粘土緩衝材中の核種の拡散挙動およびオーバーパックの腐食に関連した研究を行った。緩衝材中の核種の移行挙動に関する研究では、ベントナイトの主たる構成鉱物であるモンモリロナイトに対して、水で飽和した状態の圧密試料の底面間隔ならびに含水率を求めた。また、Na+、Sr2+、Cs+、Cl-イオンの見かけの拡散係数およびそれらの活性化エネルギーを異なった乾燥密度において決定した。得られた活性化エネルギーは乾燥密度の増加とともに増加する傾向を示した。これは、圧密モンモリロナイト試料中のイオンの拡散機構が乾燥密度の増加にともなって変化していることを示唆している。ここでは、これらの活性化エネルギーの変化を合理的に説明するために、支配的な拡散プロセスが乾燥密度の増加によって細孔拡散から表面拡散へ、さらに表面拡散から層間拡散へと移り変わるとした複合的な拡散モデルを提案した。Na型モンモリロナイトは、粘土緩衝材に地下水やセメント構造材などからもたらされたCa2+イオンとイオン交換することによって変質することが考えられる。この変質がイオンの拡散挙動に及ぼす影響を評価することによって変質することが考えられる。この変質がイオンの拡散挙動に及ぼす影響を評価するため、Na/Ca混在型モンモリロナイト中でのNa+およびCs+イオンの見かけの拡散係数とそれらの活性化エネルギーを調べた。その結果、Ca型化によるベントナイトの変質は、Na+およびCs+イオンの見かけの拡散係数ならびに拡散の活性化エネルギーに影響を及ぼすことが明らかとなった。こうした影響は、細孔拡散のみでは説明できず、複合拡散モデルによってもっとも合理的に説明されることが示唆された。ベントナイト中でのオーバーパックの腐食挙動を理解するため、ベントナイト中に存在する黄鉄鉱の乾燥中の酸化挙動を調べた。ベントナイトの乾燥に伴って、ベントナイト中の黄鉄鉱量の減少、ベントナイト懸濁液のpHの低下ならびに硫酸イオン濃度の増加が認められた。これは、乾燥中において黄鉄鉱の酸化が徐々に進行することを示している。一方、ベントナイトの乾燥時間の増加に伴い、ベントナイト中の鉄の平均腐食速度ならびに腐食生成物の見かけの拡散係数が増加することが明らかになった。これらは、黄鉄鉱の酸化に伴うpHの低下に起因していると考えられる。

報告書

オーバーパック候補材料の腐食に関する個別現象解析モデルの研究

柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*

JNC-TJ8400 2000-013, 38 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-013.pdf:3.25MB

これまでに核燃料サイクル開発機構(旧動燃事業団)が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし評価をおこなったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、個別現象解析モデルの研究をおこなった。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。

報告書

ニアフィールドにおけるアクチニドコロイドの移行に関する研究(V)

長崎 晋也*

JNC-TJ8400 2000-004, 32 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-004.pdf:0.69MB

NpO2+のイライトへの吸着平衡ならびに吸着速度をpH=6において測定した。測定した吸着データはLangmuir型ではなく、Langmuir-Freundlich型の吸着等温線でフィッティングできることがわかった。フィッティングパラメータである不均質係数は0.89+-0.05であり、affinity spectraの半値幅(HWHM)はlog単位で0.19であった。このことは、本研究で使用したイライトの表面はNpO2+の吸着に対して比較的不均質性が弱いことを示している。またkinetic spectraから、NpO2+はイライトの外表面に吸着するが、層間には吸着しないことがわかった。kinetic spectraのHWHMは0.18logであった。HWHMがaffinity spectraと同程度であったことは、同じ吸着サイトの影響を受けている可能性を示唆するものである。平度であったことは、同じ吸着サイトの影響を受けている可能性を示唆するものである。平均の吸着速度の温度依存性から、吸着の見かけのエンタルピーとエントロピーはそれぞれ、37+-3kj/molと-69+-7j/mol・Kと評価された。このエンタルピーの値は、吸着プロセスがイライト表面の境膜における拡散律速であることを示している。また、Na型モンモリロナイトへのNpO2+とNp(V)炭酸錯体(主にNpO2CO3-)の吸着平衡と吸着速度についても、同様にaffinity spectraとkinetic spectraを適用して評価を行った。

論文

砂質土壌中でのSr及びCsの移行挙動

坂本 義昭

KURRI-KR-44, p.68 - 77, 1999/11

放射性廃棄物の埋設処分の安全評価では、地下水中での放射性核種の吸着・移行挙動の評価が重要である。特に、原位置における土壌中等の移行挙動を把握することが重要であるが、原位置試験には種々の制約があり実際に実施することは容易ではない。カナダ原子力公社チョークリバー研究所においては1960年に埋設されたガラス固化体から浸出した$$^{90}$$Srと$$^{137}$$Csが30年以上にわたって砂質土壌中を移行しているため、長期にわたる原位置試験を実施したことに等しい状況にある。このため、原研は同公社との共同研究により1990年から1992年まで、同実験サイト中の約30年に及ぶ$$^{90}$$Srと$$^{137}$$Csの移行挙動を明らかにした。共同研究では、土壌中の放射能濃度分布、土壌への吸着形態、地下水中の化学形態を調べた。その結果、$$^{90}$$Srの吸着挙動は、おもにSr$$^{2+}$$の陽イオン交換に基づくが、一部は非晶質鉄酸化物との速度論的な吸着反応に基づくことを明らかにした。また、$$^{137}$$Csの吸着・移行挙動は、Cs$$^{+}$$の土壌への固定化及び粒子状Csの濾過等に基づくものであることを明らかにした。

論文

日本原子力研究所の環境科学研究

室村 忠純

保健物理, 34(2), p.216 - 217, 1999/06

原研の「環境科学研究部」は平成11年度に発足し、原子力に関し、大気、陸域、海洋における放射性物質移行挙動の解明と予測の研究、環境に関する高度な分析技術の開発及び環境修復・保全技術開発を進める。ここでは、その考え方と当面進める研究の概要を述べる。

論文

河川による放射性核種の移行

松永 武

JAERI-Conf 99-001, p.258 - 269, 1999/03

河川における核種の移動担体、移動を促す自然条件、核種の移行フラックスを明らかにすることを目的に研究を行った。核実験起因の$$^{137}$$Csと自然起因の$$^{210}$$Pb,$$^{7}$$Beについて、茨城県の久慈川流域で研究を行った。その結果、河川水中に浮遊する土壌粒子などの懸濁物がこれらの核種の移動担体として重要であることが明らかになった。一方、宍道湖-中海に注ぐ斐伊川流域(島根県)において、湖底堆積物中の$$^{137}$$Csの堆積物を解析すると、この流域では土壌蓄積量の0.07-0.3%が年間に流出することが推定された。他の同種の研究結果を参考にすると、流出割合は主要担体である河川水懸濁物の多寡に関係すると考えられる。チェルノブイル事故起因の放射性核種の移行挙動を、事故後10余年後の事故地域近傍の河川水中において研究した結果においても、$$^{137}$$Cs,$$^{239,240}$$Pu,$$^{241}$$Amについては、懸濁物が移動担体として重要であることが見出された。今後、実験室系で確立された基礎的な反応理論、あるいはモデルによるアプローチを、野外観測系においてどう適用するが、重要な課題と考えられる。

論文

Sorption characteristics of $$^{237}$$Np,$$^{238}$$Pu and $$^{241}$$Am in sedimentary materials

田中 忠夫; 村岡 進

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 240(1), p.177 - 182, 1999/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:34.41(Chemistry, Analytical)

地層中におけるTRU核種の移行挙動を評価するため、海岸砂、クロボク土、凝灰岩などの堆積物中における$$^{237}$$Np,$$^{238}$$Pu,及び$$^{241}$$Amの吸着メカニズムについて調べた。堆積物試料に対するこれら核種の分配係数を測定するための吸着実験及び収着メカニズムを解明するための収着核種の逐次抽出実験を行った。$$^{237}$$Npの分配係数は$$^{238}$$Pu及び$$^{241}$$Amに比べ2桁大きな値であった。収着した$$^{237}$$NpのほとんどはCaCl$$_{2}$$水溶液で抽出され、収着は可逆的なイオン交換によって支配されていることがわかった。$$^{238}$$Pu及び$$^{241}$$AmはNH$$_{2}$$OH-HCl及びK-oxalate水溶液によっておもに抽出され、これら各種の収着は、鉄やマンガンの酸化物との化学結合による非可逆的な反応に支配されていた。これらの結果から、地層中における$$^{237}$$Npの移行は分配係数を用いて予測可能であるが、$$^{238}$$Pu及び$$^{241}$$Amの移行は分配係数からの予測に比べ、堆積物による大きな遅延を受けることが期待される。

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