報告書番号

T86103

タイトル（和文）

高レベル廃棄物地層処分時の人工バリア内での核種の化学反応シミュレーション

タイトル（英文）

SIMULATION OF CHEMICAL REACTIONS OF RELEASEDNUCLIDES FROM HIGH-LEVEL REDIOACTIVE WASTE IN ENGINEERED BARRIER.

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

高レベル廃棄物の地層処分を対象として，ガラス固化体からの浸出核種の化学反応およびバックフィル材中の核種挙動に関して研究を行なった。そのため，ガラス固化体核種浸出評価コードＳＴＲＡＧにＰｕならびにガラス主成分に関する化学反応データベースを収納した。そして，ＳＴＲＡＧ内の化学反応解析サブルーチンＰＨＲＥＥＱＥを用いて，上記データベースから実放射性ガラスＪＳＳ－Ａの浸出挙動を解析し，実測値と良い一致をみた。また，圧縮ベントナイトを想定したバックフィル材中の核種挙動は，核種の吸着係数，拡散係数および界面での物質移動係数に大きく依存することを，拡散方程式の数値解析から明らかにし，吸着係数を予測するための解析コードを開発した。

概要 （英文）

THIS REPORT DESCRIBES RESULTS OF CHEMICAL REACTION SIMULATION OF NUCLIDES WHICH WOULD BE RELEASED FROM RADIOACTIVE WASTE GLASS INTO A ENGINEERED BARRIER SYSTEM. REACTION PATH CALCULATIONWAS CARRIED OUT TO SIMULATE GLASS LEACHING BEHAVIOR BY USE OF THE GEOCHEMICAL PROGRAM PHREEQE WHICH IS ADDED AS ONE OF SUBROUTINES TO STRAG PROGRAM SOURCE TERM RELEASE ANALYSIS OF RADIOACTIVE GLASS. EXTENDED THERMODYNAMIC DATA FOR GLASS CONSTITUENTS WERE COLLECTED AND COMPILED WITHIN PHREEQE. THE PHREEQE PROGRAM PREDICTED A LEACHING SEQUENCE OF BOTH MAJOR ELEMENTS AND PULUTONIUM IN WASTE GLASS. THE RESULTS SHOWED GOOD CORRESPONDENCE TO THE OBSERVED DATA FOR THE FULLY RADIOACTIVE WASTE GLASS JSS-A FABRICATED CEA-MARCOULE. NUCLIDE MIGRATION IN BENTONITE BACKFILL WAS ALSO ANALYZED BY A NUMERICAL TECHNIQUE. SUBSEQUENTLY,IT WAS SHOWN THAT THE BEHAVIOR DEPENDED ON THE THREE FACTORS; SORPTION COEFFICIENT,DIFFUSIVITY IN BENTONITE,AND MASS TRANSFER COEFFICIENT ON A THIN FILM OF SOLID-LIQUID INTERFACE. FROM ABOVE ANALYSIS,A NEW SIMULATION MODEL WAS DEVELOPED TO PREDICT SORPTION COEFFICIENTS IN A COMPLEX SYSTEM WHERE MULTI-CHEMICAL REACTIONS; ION ASSOCIATION,PERCIPITATION,AND ADSORPTION,WOULD OCCURE. THE APPLICABILITY OF THE MODEL WAS VERIFIED BY THE COMPARISON OF THE CALCULATED AND OBSERVED DATA.

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