硝酸ナトリウム濃度2.5E-5～7 mol/Lの条件下において、Cs,I,C-14の花崗岩及び凝灰岩に対する収着試験を実施した。その結果、Csについては硝酸ナトリウム濃度上昇に従って収着分配係数の低下が確認された。

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幅広い条件におけるフミン酸へのウラニルおよびウラニル-フッ化物イオン錯体の結合量の比較を通じ、フッ化物イオンをプローブとして用いてフミン酸の官能基近傍の電位を評価する。

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直接的なサイズ分画法であるフィールド-フローフラクショネーションとICP-MS測定を組み合せ、異なる金属イオンを添加したフミン酸を分画し、金属イオン結合量のサイズ依存性を調べる。

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溶媒抽出法により４価トリウムと有機酸との錯生成定数を測定し、その結果を基に、配位子間の静電効果や立体効果を考慮した熱力学モデルを用いてフミン酸との見かけの錯生成定数を予測する。

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コロイドよる放射性核種の拡散は、放射性廃棄物地層処分の際の長期的安全性評価に、重要な要素の一つである。我々は、マヤック、ネバダテストサイトの地下水系で遠隔に拡散されたコロイドの分析を行い、Puと他の放射性核種の遠隔での存在形態を明らかにした。

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溶液－ベントナイトコロイド－花崗岩系においてCs及びAm(III)のバッチ収着試験を行い，ベントナイトコロイドの高い収着サイト密度を考慮した比較的簡易なイオン交換・表面錯体モデルによる分配挙動のモデル化を行うとともに，添加順序を変えた場合の分配係数を比較することにより，不可逆的な収着の有無について調べた。

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放射性廃棄物処分の閉鎖後の長期安全性は，リスク論的な安全評価により確保される見通しが得られるものとされており，リスク評価の手法としては，ICRP publ.81により統合アプローチと線量／確率分解アプローチが示されている。本稿では，独自に考案した「リスク－線量－確率関係図」を用いてリスク評価の手法を説明することを試み，フィンランドやスウェーデンのリスク評価への適用事例を紹介する。

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本検討では、ウラン廃棄物の特徴を考慮に入れ、原子力安全委員会が取りまとめた「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方（中間報告）」（平成19年7月）に示されたシナリオ区分を参考とし、そのうちの「基本シナリオ」について、将来起こりうる確からしいと予見される変化の検討、それら変化事象に関するパラメータ設定及び線量評価を実施した。

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ナチュラルアナログの情報をセーフティケースの視点で有効利用するデータベースの作成をめざして、プロトタイプを作成したので、その概要について報告する。

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実際のサイトを対象とした地層処分生物圏評価におけるパラメータの設定方針として，地表環境での物質移行パラメータ（河川流量等）は，サイトで取得したデータに基づき設定できる。一方，元素固有パラメータ（分配係数等）に関しては，文献情報に基づいて，サイト条件に適合するデータを選択するか，文献等からの情報に基づく推定によりパラメータを設定できる。特に，評価上重要度が高いパラメータに対して，わが国のあるサイトにおける評価に適合性の高いデータを選択・推定するためには，わが国固有の条件（植生や土質）を考慮したデータベースを整備しておくことが重要となる。このことから，放医研によって取得・整備が進められているわが国の生物圏移行データを利用して，諸外国の文献情報に基づくデータベースを更新する必要がある。本報告では，元素固有パラメータ設定に向けたデータベース更新作業計画と実施状況を紹介する。

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本研究ではウラニルのギブサイト表面での2元系吸着構造と，吸着に与える共存イオンとしてオルトケイ酸存在下での3元系(ウラニル‐ギブサイト‐オルトケイ酸)表面錯体構造をDFTとEXAFSによって明らかにすることを目的とした．DFT計算ではギブサイト表面をAlクラスタでモデル化し，ウラニルの吸着構造をEXAFSと比較検討することで，これまで存在が示唆されるに留まっていた多核表面錯体構造を同定した．ギブサイトの異なる表面PlanarとEdgeを表現可能なクラスタを構築することで，吸着構造評価をDFTによるエネルギー計算で行った．

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ネプツニルイオンのマグネタイトへの吸着においては遅い吸着反応が起こることが知られており、これはマグネタイト表面のFe(II)がネプツニルイオンを還元するためと推測されている。Ar雰囲気下で吸着実験を行い、脱離挙動の液相における酸化還元条件依存性を観察することで遅い吸着に関する検討を行う。

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溶液中や固体表面におけるLn/Anの存在化学種数やその量的変化、単一成分スペクトルを抽出するために多目的な因子分析手法を開発した。本発表ではギブサイト表面に吸着したウラニル表面錯体へレーザ蛍光分光測定を適用した結果について報告する。

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セメントの主要構成物質はエトリンガイトやカルシウムシリケート水和物(CSH)であり、地下水によるセメントの変質や劣化により生成するミキシングゾー ンが、地層中の鉱物（主にSiO2）に影響を与えることが予想される。本研究では、処分場周辺におけるCSHに対する核種の収着挙動を蛍光発光スペクトルおよび蛍光寿命を比較することで検討した。

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CaやSi共存系において4価の溶解度試験を行うことにより、CaやSiの錯生成定数を求める。高pH条件下でCaやSiなどが共存する場合、4価アクチニドはCaやSiと錯生成し、溶解度が高くなる可能性があるという報告が近年の研究でなされている。しかしながら、4価Npについてはそれらの試験は行われていない。よってCaやSi共存系において4価Npの溶解度の試験を行い、溶解度曲線からCaとNpの錯体(Ca4Np(OH)84+)やSiとNpの錯体(Np(OH)nSi2O3(OH)4 etc)の錯生成定数を求める。

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種々の有機酸存在下における4価金属元素の溶解度を測定するとともに、生成する固相を分析した。これらの結果を元に加水分解定数、錯生成定数、溶解度積などの熱力学データを用いて溶解度を解釈し、溶存種および溶解度制限固相について検討した。

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花崗岩構成鉱物である石英、長石、黒雲母に対する放射性核種のKd値のpH、イオン強度、金属初期濃度依存性について検討し、既存の収着モデルを用いて、その解釈を試みた。

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日本原子力学会標準に基づく手法に則り、砂質土壌に関する放射性核種の分配係数を取得した。

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固液界面において，吸着したEu(III)の蛍光は配位したH2Oと，表面へのエネルギー伝達により消光現象が起こることが知られている．H2O/D2O系におけるカオリナイトに吸着したEu(III)の蛍光寿命測定を行うことで，表面錯体の内圏型・外圏型の判別や結合の配位数に関する情報を得る．

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圧縮モンモリロナイトにおいて、電位勾配下でのCl^-イオンの移行実験を行った。移行速度、分散係数などのパラメータを取得し、圧縮モンモリロナイト中のCl^-イオンの移行挙動について検討した。

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幌延堆積岩中のCsの移行遅延挙動について，バッチ収着試験と拡散試験から信頼性の高い遅延パラメータを評価する手法を提案するとともに，収着支配鉱物の同定に基づくイオン交換モデルによる解釈を検討した。

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地層処分において、隆起侵食は、サイト選定や設計によって処分システムに及ぼす著しい影響を回避することが可能と考えられているものの、緩慢ながらもこれらの現象が極めて長期間に渡って継続するとすれば、不確実性の要因として処分システムに及ぼす影響を考慮しておくことが必要である。このため、現象の過去の履歴とその地質環境への影響の理解に基づいて、隆起侵食が地層処分システムに与える影響評価手法の信頼性を向上させることが重要である。第２次取りまとめにおいては、我が国の一般的な地質環境を対象として、隆起侵食に関する保守的なシナリオおよびその影響評価が例示された。本研究では、仮想的な堆積岩領域における地下水シナリオを対象とし、隆起侵食による処分環境条件の時間的な変化に基づいて、核種移行パラメータの時間的な変化やモデル化に関するバリエーションを感度解析的に整理し、それらの影響評価を例示する。

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環境変遷を考慮した核種移行解析モデルの汎用コードによる構築事例を示し，コンパートメントモデルの適用可能性を示した。

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高レベル放射性廃棄物の地層処分における安全評価では，地層の透水性などを適切にモデル化することが必要である。堆積岩地域では，堆積過程に伴う不均質性を考慮することが重要であり，限られた調査結果から精度よくモデル化を行うために，地層の形成過程に基づいて層序を推定する前進的モデル化手法を用いて，幌延深地層研究計画で建設中の立坑を含む領域のモデル化を行い，適用性の検討を行った。

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人工バリアからの核種放出に関する不確実性を考慮した1次元核種輸送モデルを用いて，処分場の下流に位置する断層への核種の最大流量に関して不確実性解析をおこなった．これにより輸送モデルの2次元処分場パネルレイアウトへの適用性について検討した．

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瑞浪超深地層研究所は，結晶質岩花崗岩を主な対象とした深地層の研究施設のひとつであり，この計画では，地層処分研究開発の基盤となる深地層の科学的研究の一環として，深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備を全体目標の一つとした調査研究が進められている。 現在は，地表からの調査予測研究段階を終了し，研究坑道の掘削に伴う研究段階において，地質環境モデルの構築および研究坑道の掘削による深部地質環境の変化を把握するための調査研究を実施している。

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日本原子力研究開発機構は，東濃地域において土岐花崗岩を対象として瑞浪超深地層研究所計画を実施している。超深地層研究所計画では，亀裂性結晶質岩における深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備および深地層における工学技術の基盤の整備を目標としている。本計画は，地表からの調査予測研究段階（第1段階），研究坑道の掘削を伴う研究段階（第2段階），研究坑道を利用した研究段階（第3段階）の三つの段階に区分し，約20年をかけて進める計画としている。現在の段階は第2段階であり，長期水理モニタリングなどの調査結果を基に，地質環境のモデル化と水理地質構造モデルの更新や立坑の掘削が地質環境に与える影響の評価を実施している。本報告では，水理地質特性の評価に着目した第2段階の研究の現状について報告する。

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瑞浪超深地層研究所は，結晶質岩を主な対象とした深地層の研究施設のひとつであり，この計画では，地層処分研究開発の基盤となる深地層の科学的研究の一環として，深地層における工学技術に関する研究開発を実施している。現在は，地表からの調査予測研究段階を終了し，研究坑道の掘削に伴う研究段階において，結晶質岩を対象とした設計・施工計画技術、建設技術、施工対策技術および安全確保技術の有効性を確認するための調査研究を実施している。

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瑞浪超深地層研究所では、2本の立坑（主立坑：内径6.5m及び換気立坑：内径4.5m）と複数の水平坑道からなる研究坑道の掘削工事を行っている。掘削状況は、2008年11月時点で、主立坑、換気立坑とも深度300m程度まで到達している。本報告では、研究坑道の建設の現状について述べる。

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高レベル放射性廃棄物の地層処分事業における概要調査段階など，地上からの調査において，沿岸域の地質環境調査の信頼性向上を目的として，物理探査のうち海底電磁法探査技術の高度化を行った。そのうちの機器開発と検証について報告する。

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高レベル放射性廃棄物の地層処分事業における概要調査段階など、地上からの調査において、沿岸域の地質環境調査の信頼性向上を目的として、物理探査のうち海底電磁法探査技術の高度化開発を行い、その技術の実海域における実証試験を行った。

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地層処分における地質調査の目的の１つは、対象岩盤の地下水流動を把握し将来にわたる安定性を評価することである。通常の評価体系では、重力ポテンシャルの勾配が地下水流動の唯一の駆動力であることを前提とするが、最近の研究において、堆積岩環境では間隙水の塩濃度差に伴う浸透圧が、地下水流動の重要な駆動力となる場合があることが示されている。Neuzil (2000)は、孔井を用いた長期間の実験によって浸透圧を計測し、その地層において、想定しうる条件下で最大20MPa程度の浸透圧を発生する場合があることを定量的に示した。本研究では、コア供試体上下の圧力及び濃度変化を連続計測できる室内三軸セル装置を開発し、実際の岩盤試料を用いて、浸透圧を発生する現象を観察した。既往研究及び本実験結果から、発生する圧力差は、濃度差、間隙率、鉱物の表面電荷などに影響されると考えられる。

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幌延深地層研究計画では地上からの調査における品質保証システムの整備を目的として，これまでのボーリング調査で取得した地下水水質データについて，スウェーデンのサイト調査で適用されている手法を導入して品質保証を行うとともに，堆積岩を対象とした品質保証手法を整備した。

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幌延深地層研究計画では地上からの調査における品質保証システムの整備を目的として，これまでの調査の経験に基づき，ボーリング調査における採水調査のための現場品質マニュアルを整備し，実際のボーリング調査での適用と見直しを通じてその高度化を図った。

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幌延深地層研究計画では地上からの調査における品質保証システムの整備を目的として、これまでのボーリング調査で実施した単孔式水理試験のデータについて、段階的な評価手法を導入して品質保証を行うとともに、水理パラメータの再評価を行った。

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　地層処分では、処分地選定の段階に始まり、建設・操業を経て処分場を閉鎖した後から一定の期間にわたって、様々な目的で地層処分モニタリングを実施することが考えられている。これらのモニタリングの目的については、これまでの研究により、専門家間での認識も異なる上、共通のコンセンサスを得ていく過程でも変遷していくことが分かっている。そのため、モニタリング技術の体系的整理に向けた技術メニューの構築においては、専門家間での目的に対する認識の違いなどを考慮した上で、実施していく必要がある。そこで、本報では、目的に対する検討成果、ステークホルダーおよび規制などの動向を踏まえ、今後の目的の変遷にも対応可能な頑健な枠組みを取り込んだ技術メニューの整理方法を提案する。

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放射性廃棄物処分に関するモニタリングにおいては、通信ケーブルを使用せず低周波電磁波により緩衝材の中に設置されたセンサのデータを無線で記録装置に通信するモニタリング方法が検討されている。現在、地下空洞型処分施設を対象に送信機を高さ１ｍの底部緩衝材中に設置したときの試験空洞内における磁束密度（受信強度）を、汎用３次元電磁波解析コードを用いて評価を試みている。 本報では、鉄筋が多く使用されたコンクリート構造物に囲まれた中からの通信時に見られる複雑な電磁波伝播挙動の評価を試み、原位置における試験結果と比較し、解析的評価の妥当性を示すと共に、残された課題解決に向けた信頼性向上方法を提案する。

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地層処分場の建設・操業の安全確保の観点からの通気制御、防災、避難、放射線管理区域と換気、排水処理、設備事故、復旧対策の基本的考え方を分析・整理し、作業安全性の観点から作業安全に係わる建設・操業・埋戻のそれぞれの作業ごとの処分場が具備すべき要件、建設・操業・埋戻が輻輳する事業展開を考慮した安全確保の要件の抽出、事業の特質と展開を考慮したレイアウト設計上の要件、全体レイアウトから各構成要素への要件などを検討する。

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TRU廃棄物地層処分の安全評価上の重要核種であるC-14について，現実的な評価データ取得や手法の提示による合理的な安全評価の長期研究計画を策定した．実廃棄物を使用し，10年程度の浸漬試験による浸出速度データ取得およびインベントリ設定等のソースターム評価に注力する．

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BWR照射済燃料被覆管試料の酸化膜を母材より分離、回収し、処分環境のpHを模擬した溶液中に浸漬した。液交換を繰り返し、液中のC-14量および有機無機割合を分析し、被覆管酸化膜からのC-14浸出挙動に関する知見を得た。

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TRU廃棄物処分の被ばく線量評価への寄与が大きい放射化金属廃棄物中のC-14の放出挙動を評価するため、高アルカリおよび低酸素条件下におけるステンレス鋼の腐食速度を評価した。

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I-129固定化用のセメント（ヨウ素固定化セメント）を開発し、ヨウ素放出モデルを検討している。これまで、ヨウ素を選択的に収着する水和物（エトリンガイト、モノサルフェートへの分配平衡の考えに基づき、ヨウ素放出モデルを検討してきた。今回、本セメントでのヨウ素収着機構を詳細に検討するため、セメント通水試験を実施するとともに、SEM-EDS分析、XPS分析を行った。この結果、(1)変質後固相でのヨウ素は、エトリンガイト様の針状結晶に特異的に存在すること、(2)ヨウ素は固相内部に存在する可能性があり、酸素または鉱物を構成する元素（Al、Ca）と結合している可能性があること、が示された。これらより、セメント固化体中でのヨウ素は、ヨウ素酸形態で鉱物化して存在する可能性が示唆される。今後、ヨウ素固定化セメントからのヨウ素放出メカニズム検討に資するため、ヨウ素酸含有鉱物の溶解挙動について検討する必要がある。

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　原子力機構では、低アルカリ性セメント（HFSC）を用いたコンクリート材料の開発を行って来ており、本報告では、約6年間実施した海洋環境での暴露試験結果に基づくHFSCを用いた鉄筋コンクリートの耐久性について述べる。同時に普通ポルトランドセメントに対しても同様の環境条件において暴露試験行っており、両材料中の塩化物イオンの浸透性と鉄筋の腐食挙動について検討し、鉄筋径と腐食膨張によるコンクリートのひび割れとの関係について解析した。

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現在、北海道幌延町で地下研究施設の建設が進められており、平成21年度には深度140mの水平坑道が掘削される予定である。この水平坑道の支保材料として、原子力機構が開発した、低アルカリ性セメント（HFSC）を用いた吹付けコンクリートを試験的に用いる計画で、これまでに原位置試験のレイアウトや分析項目などについて検討して来た。本報告では、HFSCを用いた吹付けコンクリートの原位置試験計画について述べる。

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廃棄物処分を行う際に用いる廃棄物収納容器内への加振による砂質土の充填性についての基礎特性を取得した。

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原子炉実機配管の切断試験を実施し、放射能基準の粉じん飛散率を取得した。放射化金属、汚染金属について取得した飛散率は、主に非放射性材料を対象とした試験に基づく既存のデータの保守性を支持する結果であった。

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原子炉実機配管の切断試験を実施、放射能基準の粉じん飛散率を取得した。放射化金属、汚染金属について取得した飛散率は、非放射性材料を対象とした試験に基づく既存のデータの保守性を支持する結果であった。

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原子力施設の廃止措置におけるリスクレベルを評価し、その結果等に基づき、施設や作業の重要度を分類し、廃止措置の段階毎の状況に対応し、階層別に対応を行う手法について検討・評価した。この手法によって、安全性を向上しつつ、合理的な資源の配分が可能になると考えられる。

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廃止措置によって発生する放射性廃棄物物量の正確な把握と合理的な解体工事計画立案のため精度の良い解析評価が求められている。放射化放射能量の正確な評価のため、放射化計算において中性子束分布を忠実に反映させる手順を整備した。

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施設操業期間にわたって蓄積されたダストモニタ等の環境モニタリングデータは、廃止措置終了後の敷地解放時における放射性物質の影響を受けていない領域の区分に有効であることを示した。

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