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論文

Prediction of thermodynamic data for radium suitable for thermodynamic database for radioactive waste management using an electrostatic model and correlation with ionic radii among alkaline earth metals

北村 暁; 吉田 泰*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 327(2), p.839 - 845, 2021/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Analytical)

高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価のためのラジウムの熱力学データについて、静電モデルおよびアルカリ土類金属間のイオン半径の関係を用いて推定した。ラジウムの溶存化学種および化合物のギブズ標準自由エネルギー変化および標準モルエントロピーについて、イオン対生成モデルをもとにストロンチウムおよびバリウムの熱力学データを外挿することで推定した。これらの推定値を用いて、標準モルエンタルピーも推定した。ストロンチウムとバリウムの熱力学データとして原子力機構(JAEA)が整備した熱力学データベース(JAEA-TDB)を用いることで、JAEA-TDBに組み込むのに適切なラジウムの熱力学データを算出した。得られた熱力学データを既往の文献値と比較した。

論文

地層処分システムの性能を評価するための熱力学データベースの整備; OECD/NEAのTDBプロジェクトと国内外の整備状況

北村 暁

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(1), p.23 - 28, 2020/01

高レベル放射性廃棄物や地層処分相当TRU廃棄物などの地層処分システムの性能を評価することを目的として、廃棄体が地下水に接触したあとの放射性核種の溶解および錯生成挙動を評価するために使用する熱力学データベース(TDB)が国内外で整備されている。本報告では、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が実施している国際プロジェクトを中心に、わが国および欧米各国で整備されているTDBを概説する。

報告書

Geopolymers and their potential applications in the nuclear waste management field; A Bibliographical study

Cantarel, V.; 本岡 隆文; 山岸 功

JAEA-Review 2017-014, 36 Pages, 2017/06

JAEA-Review-2017-014.pdf:3.37MB

十分な崩壊時間の後、水の除染に使用されたゼオライトは、最終的に長期保管のために処理される。ジオポリマーは、放射性セシウムおよびストロンチウム含有廃棄物の管理にあたり有望な固定基材と考えられている。このような用途のためには、バインダー構造、その巨視的性質、廃棄物との相互作用、および廃棄物形態で生じる物理化学的現象の正確な理解が、材料の健全性および安定性を判断する上で必要である。ジオポリマーは歴史の浅いバインダーであるが、この50年間に多くの研究が行われており、その特性とその用途の理解は急速に進んでいる。本レビューでは、ジオポリマーに関する研究から、ジオポリマー複合材料、核廃棄物固化材料、照射下のジオポリマーについて、実用的な情報を収集している。取集した情報は、今後の研究と実験のためのガイダンスとして活用する。

論文

Thermodynamic model for Zr solubility in the presence of gluconic acid and isosaccharinic acid

小林 大志*; 手島 健志*; 佐々木 隆之*; 北村 暁

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.233 - 241, 2017/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.62(Nuclear Science & Technology)

グルコン酸およびイソサッカリン酸共存下におけるジルコニウムの溶解度について、水素イオン濃度指数(pH$$_{rm c}$$)および全グルコン酸もしくはイソサッカリン酸濃度の依存性を調査した。ジルコニウムの溶解度に及ぼすpH$$_{rm c}$$およびグルコン酸濃度依存性からは、中性水溶液中ではZr(OH)$$_{4}$$(GLU)$$_{2}$$$$^{2-}$$, pH$$_{rm c}$$が10以上のアルカリ性水溶液中ではZr(OH)$$_{4}$$(GLU)(GLU$$_{rm -H}$$)$$^{3-}$$の存在が示唆された。イソサッカリン酸共存下では、グルコン酸共存下と同様の化学形であるZr(OH)$$_{4}$$(ISA)$$_{2}$$$$^{2-}$$およびZr(OH)$$_{4}$$(ISA)(ISA$$_{rm -H}$$)$$^{3-}$$が、中性~アルカリ性水溶液中で支配的であると推定された。粉末X線回折の結果、グルコン酸およびイソサッカリン酸いずれの共存下においても、溶解度を制限する固相は非晶質ジルコニウム水酸化物(Zr(OH)$$_{4}$$(am))であると考えられた。ジルコニウムのグルコン酸およびイソサッカリン酸錯体の生成定数は、溶解度データの最小二乗解析によって決定され、既往の4価アクチニドの値と比較検討した。

論文

日本原子力学会2016秋の大会バックエンド部会企画セッション「ガラス固化体の実力は?; 地層処分におけるガラス固化体性能評価の現状」参加報告

亀井 玄人

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(2), p.201 - 202, 2016/12

国内外のガラス固化体地層処分に関する研究開発の現状と課題について、日本原子力学会バックエンド部会の企画セッションが開催されたので、座長として参加し、その要点をまとめた。国内外の現状と今後の課題のほか、ガラス固化体の性能評価、基礎科学、計算科学の観点からの研究例等が報告された。

論文

Parametric survey on possible impact of partitioning and transmutation of high-level radioactive waste

大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

高レベル放射性廃棄物の分離変換技術を導入することによる地層処分場の面積低減効果を、燃料組成や再処理までの冷却期間をパラメータとした幾つかの場合について考察した。マイナーアクチノイド(MA)をリサイクルすることによる処分場面積の低減効果は、MOX軽水炉の使用済燃料を長期間冷却する場合において顕著であることがわかった。これは、長寿命で発熱性の高い$$^{241}$$Amが蓄積していることに起因する。MAに加えて核分裂生成物を分離することで、UO$$_2$$燃料,MOX燃料ともに70-80%の処分場面積低減が期待でき、この効果は再処理及び群分離までの冷却期間には依存しないことがわかった。

論文

Leaching behavior of simulated bituminized radioactive waste form under deep geological conditions

中山 真一; 飯田 芳久; 永野 哲志; 秋元 利之

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.227 - 237, 2003/04

 被引用回数:12 パーセンタイル:61.24(Nuclear Science & Technology)

ビチューメン放射性廃棄物固化体の地層処分の性能評価に必要な浸出データを得るために、小規模模擬固化体を用いて、地下深部に特有な低酸素濃度条件を中心に浸出挙動を調べた。浸漬液は、セメント接触地下水を模擬するためのアルカリ性水溶液,処分場の沿岸立地を想定した塩水、及び標準としての純水である。NaやCsなど溶解性成分の浸出は膨張したビチューメン固化体内部での拡散に支配され、またBaやNpなど難溶性成分の浸出は、固化体の浸出程度とともに、それらの難溶性成分を含む化合物の溶解度によって抑制された。Npのように酸化還元性環境の変化に敏感な元素の浸出は、大気下のような酸化性雰囲気と地下深部のような還元性雰囲気とでは、存在する安定化合物の化学的特性の違いを反映して、明らかに異なる浸出挙動を示した。

報告書

Progress report on safety research on radioactive waste management for the period April 1995 to March 1996

関根 敬一; 村岡 進; 馬場 恒孝

JAERI-Review 97-007, 61 Pages, 1997/03

JAERI-Review-97-007.pdf:2.18MB

人工バリア研究室、天然バリア研究室及び地質環境研究室において、平成7年度に実施した放射性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、各種固化体の性能評価試験を継続した。2)浅地中埋設に関する安全評価研究では、土壌中の核種移行試験を継続した。3)地層処分の安全性評価研究では、核種の水中での化学的挙動、地層中での核種移行、地下水流動に関する研究、並びに、ナチュラルアナログ研究を継続した。

報告書

Progress report on safety research on radioactive waste management for the period April 1993 to March 1995

関根 敬一; 村岡 進; 馬場 恒孝

JAERI-Review 96-005, 97 Pages, 1996/03

JAERI-Review-96-005.pdf:2.88MB

人工バリア研究室、天然バリア研究室及び地質環境研究室において、平成5,6年度に実施した放射性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、各種固化体、緩衝剤及びモルタルの性能評価試験を継続した。2)浅地中埋設に関する安全評価研究では、土壌中の核種移行試験を継続した。3)地層処分の安全性評価研究では、核種の水中での化学的挙動、地層中での核種移行、地下水流動に関する研究、並びにナチュラルアナログ研究を継続した。

論文

Three year experimental study on leaching behavior from low level radioactive plastic-based waste

宮本 啓二*; 武田 常夫; 村岡 進; 前田 頌*; 和達 嘉樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.268 - 270, 1996/03

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

BWRで発生するLLWをプラスチック固化した固化体の性能評価を行った。$$^{60}$$Co、$$^{137}$$Cs、$$^{90}$$Srを添加した50lのプラスチック固化体を海水中浸漬(2体)、陸水中浸漬(2体)、土壌中埋設(4体)の3種類の処分環境で約3年間の長期浸出試験に供試した。プラスチックの固化体は材質・形状が安定しており、そのため浸出現象は溶解律速であることが判った。また、海水中では$$^{90}$$Srは$$^{60}$$Co、$$^{137}$$Csの約2倍の浸出性を示した。陸水中では3核種ともに同等の浸出性を示すことが確認できた。土壌中では$$^{90}$$Srのみが土壌から系外へ多く漏出した。つまり$$^{90}$$Srは、モニタリング核種として有望であることが確認できた。

報告書

高レベル放射性廃棄物地層処分と地球化学的研究; 日本原子力研究所 環境安全研究部における研究

中山 真一; 佐藤 努; 永野 哲志; 柳瀬 信之; 山口 徹治; 磯部 博志; 大貫 敏彦; 関根 敬一

JAERI-Review 95-011, 94 Pages, 1995/07

JAERI-Review-95-011.pdf:4.81MB

環境安全研究部地質環境研究室は、高レベル放射性廃棄物の安全評価および処分システムの性能評価のための基礎研究を担う研究室のひとつであり、放射性核種-地下水-岩石・鉱物間に起こる相互作用、すなわち放射性核種の地球化学的挙動に関して、天然現象の観測および試料の観察に基づく研究(ナチュラルアナログ研究)、ならびに室内における実験的研究を進めてきた。本報告書は、本研究室における研究活動の背景、位置付けおよび成果をまとめたものであり、それを通して、われわれの研究の地球化学的基礎研究としての、かつ地層処分のための研究としての意義を明確にした。またそれとともに廃棄物処分の分野における基礎研究の必要性・重要性を強調した。本報告書は当研究室が拠って立つべき存在意義である。

報告書

確率論的システム評価コードによる不確かさ・感度解析,I; 廃棄物処分システムの安全評価に関する国際比較問題レベル0への適用

本間 俊充; 笹原 孝*

JAERI-M 93-207, 36 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-207.pdf:0.86MB

本報告書は、OECD/NEA主催のPSAC利用者グループの比較問題レベル0に、開発中の確率論的システム評価コードを適用した結果を示すものである。この比較問題は、廃棄物の地層処分施設の性能評価に用いる確率論的システム評価コードの比較検証を目的として提案されたものの一つである。計算には、入力パラメータ値のサンプリングのためのプリ・プロッセッサーコードPREPと不確かさ/感度解析のためのポスト・プロッセッサーコードUSAMOを用い、廃棄物処分システムを構成する各サブシステムモデルは、レベル0の問題設定にしたがってコード化したものを用いた。比較問題の設問への回答の他に、不確かさ及び感度解析を行い、その結果も記載した。

論文

高レベル放射性廃棄物地層処分システムの初期過渡状態の解析

大江 俊昭*; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 菅野 毅*; 千葉 保*; 塚本 政樹*; 中山 真一; 長崎 晋也*

日本原子力学会誌, 35(5), p.420 - 437, 1993/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.97(Nuclear Science & Technology)

高レベル廃棄物地層処分の安全評価シナリオのひとつである地下水移行シナリオにおいて、従来の解析でしばしば想定されている、(1)固化体からの核種放出は処分場閉鎖後千年目からとする、(2)ニアフィールドでは地下水は還元性である、という仮定の妥当性の検討を目的として、処分開始直後から緩衝材層が水分飽和に達するまでの時間、水分飽和後の緩衝材間隙水中の化学的環境条件、処分場内での水素発生の影響を公開コードTOUGH,PHREEQE,CHEMSIMUL等により各々解析した。その結果、(1)緩衝材層の最高温度は100$$^{circ}$$C以下で地下水の冠水は数十年以内である。(2)浸入した地下水は緩衝材中の鉱物との反応により還元性となる。(3)地下水冠水までの水蒸気によるオーバーパックの腐食は無視でき、また冠水後も還元環境のため、既存の腐食実験データからはオーバーパックの腐食寿命を1000年とする仮定には裕度がある、ことなどがわかった。

論文

Development of a chemical form discrimination system for $$^{14}$$C species in gaseous waste

遠藤 章; 松井 智明*; 大貫 孝哉; 松野 見爾; 片桐 浩

Health Physics, 62(4), p.319 - 327, 1992/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.08(Environmental Sciences)

ICRP、1977年勧告を受けて改正された放射線障害防止法の告示別表では、気体及び液体廃棄物中の核種の濃度限度がその化学形ごとに定められている。$$^{14}$$Cの濃度限度は化学形の違いにより3桁も異なるため、RI製造施設や原子炉施設などでは、排気中の$$^{14}$$Cについて化学形を特定して濃度を評価する必要性が生じた。そこで$$^{14}$$Cの化学形を弁別する排気モニタリング装置を開発した。この装置では、分析対象とする空気試料を捕集容器に採取し、その中に含まれている炭素化合物をパラジウム添着活性炭の充填してあるトラップで濃縮したあと、ラジオガスクロマトグラフで分析することにより、化学形と濃度の評価を行う。各種の特性試験の結果、本装置により$$^{14}$$Cの化学形の弁別モニタリングが可能であることを確認できた。

論文

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリアの性能評価モデル

中山 真一; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 大江 俊昭*; 河西 基*; 塚本 政樹*; 木村 英雄; 宗像 雅広

日本原子力学会誌, 34(4), p.342 - 364, 1992/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.1(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物ガラス固化体から放出される放射性核種の人工バリア内での移行をモデル化し、緩衝材と岩盤との境界における$$^{99}$$Tc,$$^{135}$$Csおよび$$^{237}$$Npのフラックスを求めた。本解析の特徴的な点は、(1)多孔質媒体である緩衝材中の物質移動は、移流効果が無視でき拡散支配であることを、処分孔周辺の地下水流動解析から明らかにしたこと、(2)ガラス固化体からの放射性核種の放出挙動を地下水とガラス固化体、オーバーパック、緩衝材との地球化学的反応を考慮して解析したこと、(3)緩衝材中の$$^{237}$$Npの移行挙動に酸化還元反応を考慮したこと、(4)球状と無限円柱状の固化体形状の相違による核種放出率の相違を比較したこと、である。今回の解析は合理的で説得力のある統合評価モデルへの第一歩であり、この解析を通して、確たる根拠のない暗黙の過程やさらに考慮すべき現象を抽出し、性能評価モデル開発のための今後の研究方向や課題の提言を行なった。

報告書

放射性廃棄物固化体へのプラスチックコーティングによる防水効果

伊藤 影彦*; 梁尚*; 新妻 文明*; 佐藤 護*; 松鶴 秀夫

JAERI-M 89-200, 26 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-200.pdf:0.98MB

放射性廃棄物固化体からの核種の浸出は、固化体中へ浸透した水を媒体として起る現象であるため、プラスチックフィルムの透水性とコーティングのない固化体への水の浸透とを測定することにより、プラスチックコーティングを施した固化体への水の浸透防止効果の評価を行った。その結果、プラスチックコーティングにより、水の浸透速度を数十分の1に低減できるとの見通しが得られた。

報告書

Progress Report on Safety Research of High-Level Waste Management; For the Period April,1982 to March,1983

中村 治人; 田代 晋吾

JAERI-M 83-076, 74 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-076.pdf:2.59MB

57年度に行った高レベル廃棄物処理処分に関する安全性研究の主な成果を集録した。1)処分環境での浸出率を評価するため、ガラス固化体の浸出機構を検討した。2)海外再処理に伴い発生する返還廃棄物の貯蔵及び処分の安全評価のため、COGEMA組成の模擬ガラス固化体の特性試験を行った。3)地層処分の安全評価のため、地下坑道内で岩盤及び埋戻し材の加熱特性試験を行った。また岩盤による浸出成分の移行遅延機構について検討した。4)廃棄物安全試験施設(WASTEF)の建設を完了し、ガラス固化試験及び大線源を使ったニャフィールド試験を開始した。

報告書

Progress Report on Safety Research of High-Level Waste Management for the Perical April,1981 to May,1982

田代 晋吾

JAERI-M 82-145, 73 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-145.pdf:2.53MB

56年度に高レベル廃棄物処理処分研究室で行った研究の主な成果を集録した。大別して次の5つである。(1)ガラス固化体の物性評価試験(2)代替固化技術の開発(3)貯蔵施設の安全性評価(4)地層処分の安全性評価(5)WASTEFにおけるホット試験の準備

論文

Effects of nitrite on denitration of nuclear fuel reprocessing waste with organic reductants

久保田 益充; 山口 五十夫; 中村 治人

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(6), p.426 - 433, 1979/00

 被引用回数:18

核燃料再処理にともなって発生する高レベル廃液の酸性度を調製するためにギ酸のような有機還元剤を用いた脱硝法がもっぱら使用されている。しかしながら、この方法では過激な化学反応をおさえることが難しいという問題がある。本研究では脱硝に先がけて硝酸溶液に亜硝酸塩を添加することによってこの欠点を克服することを目的とした。その結果、模擬再処理廃液の脱硝の際に亜硝酸塩を添加することによって反応の誘導期をほとんどゼロに、また最大気体発生速度を亜硝酸塩を添加しない場合の60%以下にすることができた。亜硝酸塩の添加効果は硝酸濃度が8M以上で特に顕著に認められた。また効果的な亜硝酸塩の濃度は0.01M以上であることを確認した。

口頭

Experience of waste management in decommissioning of FUGEN

手塚 将志

no journal, , 

放射性廃棄物の処分に関しては、既に日本原燃が商用炉用の処分場を六ケ所に操業しており、研究施設等廃棄物については実施主体である原子力機構が検討を進めている。現在廃止措置を進める「ふげん」では、解体廃棄物は放射能レベル区分, 種類, 系統等に応じて分別管理しており、廃棄物管理システムを用いて解体物発生からの履歴管理を行っている。

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