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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

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。

論文

Online measurement of the atmosphere around geopolymers under gamma irradiation

Cantarel, V.; Lambertin, D.*; Labed, V.*; 山岸 功

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.62 - 71, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

セメントに類似したジオポリマーを原子力分野で用いる場合に、多孔質なジオポリマーに含まれる水が放射線により分解されて発生する水素に留意する必要がある。原子力機構では、放射線による水素の発生と再結合、ジオポリマー中の水素の拡散を考慮したPRDモデルを開発してきた。本研究では、ジオポリマー試料を特殊な容器に封入し、Co-60ガンマ線で照射中の容器内ガスの水素および酸素濃度をオンライン分析した。ジオポリマーの孔を満たす水のアルカリ性が強いほど水素収量が少ない傾向が観察され、水素が再結合して水に戻る反応が顕著になることを確認した。照射中の酸素消費率は一定であり、この結果をPRDモデルから考察した。

報告書

依頼分析及びガラス工作業務報告書(平成13, 14年度)

伊藤 光雄; 小原 和弘; 樋田 行雄*; 鈴木 大輔; 郡司 勝文*; 渡部 和男

JAERI-Review 2004-007, 65 Pages, 2004/03

JAERI-Review-2004-007.pdf:5.53MB

分析科学研究グループでは、研究所内の各課室から要求される依頼分析及びガラス工作業務を実施している。依頼分析では、核燃料,各種材料及び放射性廃棄物をはじめとする非常に多種多様な分析試料に適切に対応した。また、依頼分析に関連する分析技術開発も実施した。ガラス工作では、工作室内でのガラス器具の製作や修理のほかに、実験室等に設置されている大型ガラス製装置,放射性物質を取り扱うガラス製装置の現場修理を行った。平成13年度の依頼分析件数は28件、分析成分数は1285、平成14年度の依頼分析件数は15件、分析成分数は830であり、ガラス工作件数はそれぞれ106件, 76件であった。本報告書は、平成13, 14年度に実施した依頼分析,関連技術開発及びにガラス工作業務についてまとめたものである。

報告書

JRR-2の解体,1

中野 正弘; 有金 賢次; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭; 桜庭 直敏; 大場 永光

JAERI-Tech 2003-072, 92 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-072.pdf:6.99MB

JRR-2の解体計画及び第3段階前半までの解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等についてまとめた。JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止し、平成9年5月原子炉の解体届を提出した。解体工事は、平成9年度から平成19年度までの11年間を4段階に分けて実施し、第4段階で原子体を一括撤去した後残存する原子炉建屋等を有効利用する計画で、平成9年8月工事を開始した。第1段階の原子炉の機能停止措置等は平成10年3月に、第2段階の原子炉冷却系統施設の系統隔離及び原子炉本体の密閉等は平成12年2月に、第3段階前半のトリチウム等の除染試験等は平成14年3月にそれぞれ計画どおり終了した。現在、平成15年度末終了の計画で、第3段階後半の原子炉冷却系統施設等の撤去工事を実施している。

報告書

Proceedings of the International Symposium NUCEF 2001; Scientific Bases for Criticality Safety, Separation Process and Waste Disposal

NUCEF2001ワーキンググループ

JAERI-Conf 2002-004, 714 Pages, 2002/03

JAERI-Conf-2002-004.pdf:69.13MB

本報文集は、2001年10月31日-11月2日に開催された第3回NUCEF国際シンポジウム「NUCEF 2001」における基調講演論文,研究発表論文(口頭及びポスター)を収録したものである。今回のシンポジウムは1995年の第1回(報文集JAERI-Conf 96-003)及び1998年の第2回(報文集JAERI-Conf 99-004)に引き続いて開催されたもので、今回のテーマは「臨界安全性、分離プロセス及び放射性廃棄物処分に関する科学的基盤」である。基調講演及び研究発表は(1)臨界安全性,(2)分離プロセス,(3)放射性廃棄物処分,(4)TRU化学の各分野から計94件であった。

報告書

Japan-Australia co-operative program on research and development of technology for the management of high level radioactive wastes: Phase II (1990-1995)

馬場 恒孝; K.P.Hart*

JAERI-Tech 96-024, 67 Pages, 1996/05

JAERI-Tech-96-024.pdf:2.5MB

高レベル放射性廃棄物処理処分技術の研究開発における日豪の研究協力計画第二フェーズは1990年から5ヶ年計画として始められた。研究協力の主な活動は、長期耐久性に関する研究で、キュリウム添加シンロックの$$alpha$$加速試験及び天然鉱物の特性を調べる試験であった。第二フェーズの研究協力計画の全般的な成果は、双方の担当者間ですばらしい協力関係を継続したことと、代替固化体としてのシンロックの潜在的な利点と限界について理解を深めたことである。同時に、キュリウム添加量の影響を明らかにする研究、ナチュラルアナログの研究及び廃棄物成分溶出の長期予測モデルの開発の必要性が認められた。

論文

放射性廃棄物封入用ドラム缶に関する調査

加藤 清; 戸沢 誠一*; 前田 頌

日本原子力学会誌, 23(5), p.338 - 341, 1981/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

本試料は、わが国の原子力発電所および大型研究施設等において使用されている放射性廃棄物の封入用ドラム缶の構造や塗装などの仕様および使用状況を調査したものである。調査方法は、ドラム缶製造メーカ、販売元および一部使用事業所に質問方式で調べた。このドラム缶はJISZ-1600(1977)に規定された鋼製オープンドラム(200l)であり、原子力発電所ではH級(厚さ 1.6mm)、バンド・ボルト式のもの、大型研究施設では主としてM級(厚さ 1.2mm)、バンド・レバー式のものが使われている。また塗装は外面にメラミン樹脂系および内面にエポキシ樹脂系塗料のものが大部分である。

報告書

放射性廃棄物の陸地処分に関する安全性研究; 通気層における放射性核種の分布と移動

武部 愼一; 和達 嘉樹

JAERI-M 8044, 19 Pages, 1979/01

JAERI-M-8044.pdf:0.7MB

本報は放射性廃棄物の陸地処分の安全性評価に関する基礎的研究であり、通気層中の放射性核種の挙動を知るため、砂層モデル装置により$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yの分配係数ならびに砂層中分布、砂層中移動速度を求めた。その結果、各核種の不飽和分配係数は、酸性の場合において大きく、中性およびアルカリ性の場合において小さい。放射性核種は流下に際して砂層表面層に大部分が吸着し、砂層深部に行くに従って、それらの分布比は指数関数的に減少する。井上らにより提案されている放射性核種の通気層中移動を表わす式により、核種の移動速度を算出した。それによると、酸性における各核種の移動速度は小さく、アルカリ性の場合は大きい。しかし、水の移動速度に比較するとかなり小さい値であり、$$^{6}$$$$^{0}$$Coで約1/100、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csでは約1/10,000、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yでは約1/1,000である。

報告書

放射性廃棄物の陸地保管・処分に関する安全性研究 -砂層における$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの分布と移動-

武部 愼一; 松鶴 秀夫; 和達 嘉樹

JAERI-M 7642, 15 Pages, 1978/04

JAERI-M-7642.pdf:0.34MB

通気層中の放射性核種の移動を評価するため、カラム内の通気状態砂層に$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを含む水溶液を流下させ、$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの砂層中分布比および移動速度を種々の実験条件下で調べた。この結果、$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの双方のkd'(見掛けの分配係数)は、酸性において大きいが、中性およびアルカリ性においては小さい。分布比は、一般に流下させた$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの殆どが溶液の酸性度にほぼ無関係に砂層表面に付くことを示している。井上らによって提案された式によれば、$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの砂層中移動速度は、中性およびアルカリ性において大きいが、水の移動速度に比べるとさらに小さな値である。

口頭

イメージングXAFSによる異種元素間の化学的相関解析

岡本 芳浩; 永井 崇之; 小林 博美*; 畠山 清司*; 塩飽 秀啓

no journal, , 

イメージングXAFS分析の拡張版である、異種元素間の化学的な相関解析の技術開発を進め、様々な物質への適用を図った。これは、通常のイメージングXAFS測定を、複数の元素に同時に適用することで、それらの元素の分布の特徴にあわせて、XAFSスペクトルを空間選択的に抽出する新しい分析法である。これまでに、土壌中の鉄とセシウム、吸着材中のチタンとストロンチウム、ガラス固化試料中のルテニウムとロジウムなどにおいて、相関関係の導出に成功している。本研究では、この手法をより実用レベルに拡張すべく、様々な条件下で調製された模擬廃液成分を含むホウケイ酸ガラス試料を対象に試験を行い、ガラス中の白金族元素間の相関関係の導出を試みた。

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