日本原子力学会誌

「もんじゅ」の試運転と臨界へのアプローチ

1995 年 37 巻 1 号 p. 3-28
発行日: 1995/01/30
公開日: 2010/01/08

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.37.3

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我が国では次世代のエネルギー確保のための重要な技術開発施策の1つとして,ウラン資源を有効に利用する高速増殖炉の開発を長期計画で進めている。この開発において,重要なステップである発電プラントとしての高速増殖原型炉「もんじゅ」は,1985年に福井県敦賀市白木において本格着工され,'91年5月に機器据付を完了,引き続き燃料非装荷状態での試運転に入り,総合機能試験,性能試験を実施した後,燃料装荷を開始し,'94年4月初臨界に到達した。本「特集」では,この記念すべき「もんじゅ」初臨界を機に,長期にわたり実施されてきた研究開発・設計・建設の足跡を概説するとともに,試運転から臨界に至るまでに実施された各種試験内容と成果について解説する。

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高レベル放射性廃棄物地層処分の歩み主として米国の歴史を中心に

村野徹

1995 年 37 巻 1 号 p. 29-35
発行日: 1995/01/30
公開日: 2009/04/21

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.37.29

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高レベル放射性廃棄物の安全な処分の方法として地層処分の研究開発を最初に始めたのは米国で,すでに約40年の歴史がある。我が国でも,1993年には,研究開発に加えて地層処分の実施の準備が開始されたが,この問題の最終的な解決には,なお相当な年月が必要とされている。このような問題の解決の筋道について,長期的な見通しを得るために,地層処分の歴史を振り返ることは,考えられる一つの方法である。このような観点から,本稿では米国を中心に,地層処分の歩みを辿り,その大筋の流れを考察した。

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地層中移行試験に用いる放射性核種供給源構成素材の核種吸着・脱離特性

田中忠夫, 山本忠利, 神山秀雄

1995 年 37 巻 1 号 p. 51-58
発行日: 1995/01/30
公開日: 2010/01/08

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.37.51

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In order to select an available inlet source material for a migration test of radionuclides in a sedimentary layer, 8 different materials; carbonated cement, coastal sand, chromosorb, sandstone, cation-exchange resin, zeolite, silica gel and Toyoura standard sand, were tested in terms of adsorption ability and leaching rate with time for ⁶⁰Co, ⁸⁵Sr and ¹³⁷Cs. The adsorption terms of adsorption ability and leaching rate with time for 60Co, 85Sr and 137Cs. The adsorption abilities obtained as distribution coefficients (Kds) were tested by batch-type experiments, and the leaching rates were examined using column-type experiments.
Among the materials, silica gel had the smallest Kd of approximately 60ml/g for the three radionuclides, and its Kd values did not fluctuate with time. Cement, sandstone and silica gel had a constant leaching rate for ⁶⁰Co, ⁸⁵Sr and ¹³⁷Cs, ranging from 50 to 300ml inflow of groundwater. Approximately 70% of the three radionuclides were leached out from silica gel by 500ml inflow of groundwater. These results suggest that the silica gel is a suitable inlet source material for constantly supplying a solution with various radioactivities into a geologic layer.

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高レベル放射性廃棄物地層処分における多重バリア性能の定量的評価

安俊弘, 池田孝夫, 大江俊昭, 菅野毅, 坂本義昭, 千葉保, 塚本政樹, 中山真一, 長崎晋也, 坂野且典, 藤田 ...

1995 年 37 巻 1 号 p. 59-77
発行日: 1995/01/30
公開日: 2010/01/08

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.37.59

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Performance assessment of each barrier consisting of geologic disposal system for high-level radioactive wastes is carried out quantitatively, and key radionuclides and parameters are pointed out.
Chemical compositions and solubilities of radionuclides under repository conditions are determined by PHREEQE code starting from compositions of granitic groundwater observed in Japan. Glass dissolution analysis based on mass transfer theory and precipitation analysis have been done in order to determine the inner boundary condition for radionuclide diffusion through a bentonite-filled buffer region, where multi-member decay chain and isotopic sharing of solubility at the inner boundary are considered. Natural barrier is treated as homogeneous porous rock, or porous rock with infinite planar fractures. Performance of each barrier is evaluated in terms of non-dimensionalized hazard defined as the ratio of annual radioactivity release from each barrier to the annual limit on intake.
At the outer edge of the engineered barriers, ²³⁹Pu is the key nuclide to the performance, whereas at the exit of the natural barrier, weakly-sorbing fission product nuclides such as ¹³⁵Cs, ¹²⁹I and ⁹⁹Tc dominate the hazard.

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