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報告書

高レベル放射性廃液ガラス固化体の表面積の増加に関する調査及び評価; 地層処分性能評価のための割れによる表面積増加比及びその根拠等

五十嵐 寛

JAEA-Review 2020-006, 261 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-006.pdf:4.42MB

本調査報告では、公開情報を対象に我が国の地層処分研究開発第2次取りまとめ(H12レポート)以降の諸外国の包括的性能評価報告書を中心として、ソースタームとしての核種溶出モデルにおけるガラス固化体の割れによる表面積増加比の設定値及びその根拠・背景の視点から調査した。また、海外の知見を参考に表面積増加に関する試験の日本の報告例に対する評価を試行した。調査文献から得られた知見に基づき、ガラス固化体の直径、ガラス固化体製造時の冷却条件、ガラス固化体への衝撃、地層処分場閉鎖後の水との接触等の環境条件等が、割れによる表面積増加比(又は割れ係数)に及ぼす影響について検討した。多くの国において、ガラス固化体の割れの要因はガラス固化体の製造, 輸送, 保管, 貯蔵など処分前管理の段階及び処分後の現象又は事象に起因するとされている。その影響は地層処分の性能評価における核種溶出モデルでも考慮されている。各国の核種溶出モデルにおける表面積増加比とその根拠等を概観し、各国の間の相違点及び共通点を整理するとともに、これまでに報告された表面積増加比の測定値と測定方法との関係及び測定方法の特性について考察した。また、各国の核種溶出モデルで設定されている表面積増加比の根拠としての表面積増加比の測定に用いられた測定方法を整理した。さらに、廃棄物管理工程の流れの中でのガラス固化体の割れによる表面積増加比に影響する要因、表面積増加比の特徴等の各工程との関わりを検討した。これらの調査及び検討により、性能評価における保守的かつ現実的な表面積増加比の適用に向けた知見を拡充し、我が国の地層処分のシステムのセーフティケースの作成・更新に資することができる。

報告書

照射黒鉛中の炭素14の分離,1; Pechiney Q1及びIG-110黒鉛の空気酸化特性と細孔構造の変化(共同研究)

藤井 貴美夫

JAERI-Tech 2005-048, 108 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-048.pdf:25.05MB

天然ウランを燃料とする黒鉛減速炭酸ガス冷却型の日本原子力発電(株)東海発電所は、1998年3月31日に停止した。現在、同社において廃止措置に向けて検討が行われている。東海発電所や原研の高温工学試験研究炉の炉内には多くの黒鉛材料が使用されている。使用済み黒鉛を放射性廃棄物として考える場合、半減期が極めて長い炭素14($$^{14}$$C)が含まれるため廃棄処理・処分する際に問題となることが予想される。$$^{14}$$C濃度の問題を解決する一つの研究として、平成11年度から原研-原電共同研究で基礎データを取得した。$$^{14}$$C低減化方法の最適条件を選定するには、対象黒鉛材料の酸化反応と細孔構造に関する基礎データが必要である。ここでは、東海発電所に使用されているペシネQuality1黒鉛及びHTTRで使用されているIG-110黒鉛について、450$$^{circ}$$C$$sim$$800$$^{circ}$$Cの温度範囲における空気酸化特性及び反応の進行に伴う、表面積と細孔分布の変化を調べた。

論文

Simulation of spent fuel dissolution in reprocessing

大崎 浩; 藤根 幸雄; 前田 充; 安達 武雄; 桜井 勉; 工藤 寿雄*

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 2, p.682 - 686, 1991/00

使用済燃料再処理における溶解工程のシミュレーションコードを開発することを目的として、ペレットの溶解速度を計算する新しい計算式を作成した。新計算式は、Taylorの表面積モデルを基礎としてHodgsonの浸透モデルの考え方を取り入れたモデルに基づくものである。新モデルでは、溶解速度を計算する上で重要な因子である有効溶解表面積の初期溶解表面積に対する比F($$phi$$)が理論的に導かれる。得られた($$phi$$)は、実験結果を表面積理論で整理したF($$phi$$)の値(文献値)と良く一致した。新しく作成したシミュレーションコードは、回分式及び連続式の両方の溶解槽形式を対象として、ペレット、粉末、不溶解残渣などからなる燃料の溶解挙動を評価できるように設計されている。このコードを使って実験データを実際に解析し、回分式と連続式の溶解槽について溶解挙動のシミュレーションを行なった。

論文

新法令施行後の対応; 作業環境現場の実態

松井 浩; 池沢 芳夫

フィルムバッジニュース, 0(161), p.7 - 10, 1990/05

ICRP勧告(Publ.26)を取り入れて改訂された新法令が施行されて以来、放射線作業現場では、放射線管理の面で幾つかの変更または強化策が取られてきた。その問題について順を追って記述する。作業場の管理、排出放射性物質の管理、管理区域、作業者の区分、等に係る問題についての現場における対応と問題点を述べる。

論文

Fission xenon release from lightly irradiated(Th,U)O$$_{2}$$ powders

柴 是行; 伊藤 昭憲; 宇賀神 光弘

Journal of Nuclear Materials, 96(3), p.255 - 260, 1981/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.48(Materials Science, Multidisciplinary)

各種(Th,U)O$$_{2}$$粉末からの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Xe放出量を低照射量における照射後実験法により測定した。試料のウラン濃度は0.15~20モル%の範囲であった。放出の加熱曲線の形状はすべてほぼ同様であったが、照射下放出量と1000$$^{circ}$$Cまでの照射後放出量との和で表される全放出率は、通称純ThO$$_{2}$$を除き、ウラン濃度とともに増大した。雰囲気、温度、化学量論性などの調整条件の効果も同時に検討したが、その効果は小さいことがわかった。これらの実験データに基き、放出機構を議論した

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