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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

 被引用回数:15 パーセンタイル:70.44(Geochemistry & Geophysics)

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。

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; 計測データ集(平成26年度)

中山 雅; 大野 宏和; 中山 真理子*; 小林 正人*

JAEA-Data/Code 2015-013, 53 Pages, 2015/09

JAEA-Data-Code-2015-013.pdf:9.78MB
JAEA-Data-Code-2015-013(errata).pdf:0.37MB
JAEA-Data-Code-2015-013-appendix(CD-ROM).zip:5.76MB

原子力機構が、北海道幌延町で実施している幌延深地層研究計画は、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発および安全規制のための研究開発を実施している。平成26年度からは、第3段階の調査研究として、地下施設の350m調査坑道において、人工バリア性能確認試験を実施している。この試験は、幌延の地質環境を事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象を評価することを目的としている。本データ集は、取得したデータについて取りまとめたものであり、各種計測データの散逸防止を図ることを目的としている。また、計測データには、原環センターとの共同研究において設置した、地中無線モニタリング装置によって取得されたものも含まれる。なお、地中無線モニタリング装置の開発は、経済産業省資源エネルギー庁の実施する「地層処分技術調査等事業 処分システム工学確証技術開発」において開発された。データ集録期間は、平成26年12月から平成27年3月までである。今後もある程度の期間ごとにデータを取りまとめて公開する予定である。

報告書

将来炉及び燃料サイクルシステムに関する調査

大滝 清*; 田中 洋司*; 桂井 清道*; 青木 和夫*

JAERI-Review 2005-035, 79 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-035.pdf:4.57MB

我が国の将来炉と燃料サイクルシステムの評価に必要な技術情報を収集するため、低減速軽水炉(RMWR)を含む将来炉とその燃料サイクルシステムについて、1998年度以来調査を行ってきた。調査の内容は、ナトリウム冷却FBRの代替炉と燃料サイクル,プルトニウムリサイクル,使用済燃料再処理と廃棄物処理の3つのカテゴリーに分けられる。本報告書はこれらの調査の概要をまとめたものである。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体廃棄物データの分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 99-050, p.113 - 0, 2000/01

JAERI-Data-Code-99-050.pdf:5.95MB

解体実地試験で収集したデータの中から廃棄物に関するデータの分析を進めその特徴をまとめた。この結果、解体実地試験から発生したすべての廃棄物(固体)は24,420トンで、このうち、放射性廃棄物は3,770トンであり、これらは施設全体の機器・構造物の65%及び10%を占めることが明らかになった。さらに、放射能レベル毎の廃棄物発生量の分析では、極めてレベルの低い放射性廃棄物が約80%、比較的レベルの高い放射性廃棄物が4%であった。他方、放射性廃棄物の多くは各種容器に収納して保管しており、その特性に関する分析では、約8,000個の容器が発生し、その平均収納効率は約0.93/m$$^{3}$$トンであった。これらの分析結果を解体実地試験が開始される前に予測した廃棄物発生量と比較し、精度良く廃棄物発生量を予測するうえで重要となる要点を明らかにした。

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