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加藤 潤; 大井 貴夫; 駒 義和; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 芦田 敬
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組みにおいて、多種多様な放射性廃棄物が発生している。これら廃棄物の処理処分の検討において、放射能インベントリを決定することが重要であり、インベントリ評価手法の確立が不可欠である。しかし、事故由来の廃棄物である、従来の廃棄物と汚染状況が異なる、これまでに発生例がない廃棄物が多い、現状では廃棄物の採取・分析が困難なものが多いなどの理由から、評価方法の確立は容易ではない。本研究では、汚染水処理設備の中のセシウム吸着装置及び第二セシウム吸着装置から発生する廃吸着塔、除染装置から発生したスラッジに関し、各装置から発生する廃棄物の分析ではなく、各装置の入口及び出口の汚染水を分析することによって、廃棄物中のインベントリを評価する方法(分析結果に基づく評価手法)を検討し、32核種のインベントリを推定した。
目黒 義弘; 佐藤 淳也; 加藤 潤; 中川 明憲; 駒 義和; 芦田 敬
no journal, ,
福島第一原子力発電所では大量の汚染された水が原子炉建屋内にたまっている。この水:滞留水は、放射性物質及び溶解している塩類(海水由来)を取り除いた後に、燃料の冷却に利用されている。滞留水中の様々な放射性核種が溶解しているため、その除染には、沈殿や吸着などに基づく種々の汚染水処理装置が用いられている。したがって、複数のスラッジや使用済みの吸着材が廃棄物として発生している。これらの多くはこれまでに原子力発電所の操業によって発生してきた廃棄物とは性状が異なり、処理処分の実績がない。福島第一原子力発電所ではこれら廃棄物のほかにも、大量の解体廃棄物などが発生するため、廃棄物の処理処分の方策は、これらを含めたトータルで考える必要はある。しかし、汚染水処理から発生する廃棄物は先に述べたように特殊であるため、その廃棄体化方法の選定のために、既存の廃棄体化技術の技術的な適用性を確認しておく必要がある。そこで我々は、技術検討の第一段階として、3種類のスラッジ及び3種類の吸着材へのセメント材による混練固化試験を実施し、固化状態や固化物の特性を調べ、適用性を評価した。
福田 裕平; 菅沼 隆; 比内 浩; 池田 昭*; 小畑 政道*; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
既設多核種除去設備及び増設多核種除去設備の前処理設備から発生した炭酸塩スラリー廃棄物を採取し、その性状を調査するためICP-AESによる元素濃度分析と粒度分布測定を行った。ICP-AESによる元素濃度分析では、前処理設備の除去対象元素であるCa, Mgを高い濃度で検出し、この他に有意量のNa, Si, Fe及びSrを検出した。試料間において、Ca/Mg濃度比に最大約2倍の差が認められたが、これは、処理水(供給水)の組成の違いによるものと推定される。また、粒度分布測定の結果、今回までに試料採取した範囲では、設備の違いや処理水の組成によらず同程度の粒子径のスラリー廃棄物が発生していることがわかった。これらのデータは、スラリー廃棄物の安定保管の検討に資するものである。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 上田 浩嗣*; 黒崎 文雄*; 米山 宜志*; 松倉 実*; et al.
no journal, ,
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の汚染水処理により発生する二次廃棄物の廃棄体化技術検討の一環として、スラッジや廃吸着材の模擬廃棄物を対象とした圧縮成型及び焼結固化試験を開始した。本件では、多核種除去設備から発生する鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー、第二セシウム吸着装置から発生するゼオライト及びケイチタン酸等の吸着材の模擬廃棄物を作製した。スラリーは一般試薬を混合することで調製し、ゼオライト及びケイチタン酸は、実際の汚染水処理に用いられているものと同じものの未使用品を試験に用いた。模擬廃棄物を対象として、一軸圧縮プレスによる成型試料と成型試料を高温で焼結した試料を作製し、(1)強度(一軸圧縮及び摩耗性)、吸湿性等の固化体特性及び(2)焼結固化体からの模擬核種の浸出性を評価した。主要な評価結果は、それぞれシリーズ発表(2)圧縮成型と焼結固化試験、及び(3)焼結固化体の浸出性評価、で報告する。
福田 裕平; 比内 浩; 柴田 淳広; 野村 和則; 池田 昭*; 小畑 政道*; 市川 真史*; 高橋 陵太*; 平山 文夫*
no journal, ,
既設多核種除去設備及び増設多核種除去設備の前処理設備から発生した炭酸塩スラリー廃棄物を採取し、その性状比較を行うため、放射化学分析, pH測定, SEM-EDX分析を行った。放射化学分析の結果、H-3, Mn-54, Co-60, Sr-90, Sb-125, Cs-134, Cs-137が検出された。既設・増設のどちらのスラリーについてもSr-90が支配的であり、Sr-90濃度は、既設スラリー: 7
10
Bq/cm
、増設スラリー: 610
Bq/cmであった。この既設・増設のスラリーの性状の違いは、既設・増設の処理工程の違いである鉄共沈工程の有無の差や処理を行った汚染水の組成の違いによるものと推定される。
福田 裕平; 荒井 陽一; 比内 浩; 野村 和則; 池田 昭*; 小畑 政道*; 市川 真史*; 高橋 陵太*; 平山 文夫*
no journal, ,
増設多核種除去設備の前処理設備にて発生し、約5か月間高性能容器(HIC)に保管されていた炭酸塩スラリーを、深さ位置を変えて3点(深さ60cm, 100cm, 150cm)採取し、ICP-AESによる元素濃度分析及び放射能分析等の各種分析を行い、炭酸塩スラリーの性状と採取深さ位置の関係を調べた。元素濃度分析の結果、Mg, Ca, Na等が検出されたが、各試料の金属元素組成比に違いは認められず、採取深さに関係なく試料中の固体成分の組成は同一であると推察する。しかし、固体成分の割合は、採取深さ60cmの試料に比べて、100cmと150cmの試料が大きい結果となった。また、Sr-90放射能濃度の結果も同様の傾向となった。スラリー中の粒子が沈降することにより、固体成分の割合が上昇し、その結果、放射能濃度が高くなったと推定される。これらの結果は、スラリー試料のインベントリ評価や、今後の評価の際のスラリー採取位置の検討に役立てられる。
目黒 義弘
no journal, ,
福島第一原子力発電所における汚染水処理から、種々の放射性廃棄物が発生し、貯蔵されている。これらの中で特に濃縮廃液、鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーは、高濃度のストロンチウム-90と大量の水及び海水成分を含んでいる。そのため、そのままの性状で長期貯蔵した際には、保管容器の腐食等による放射性廃棄物の漏えい及び放射線分解による水素ガスによる燃焼のリスクが増大する。本研究では、これら廃棄物を、リン酸系固型化材を用いて固化する技術を開発している。固化体の硬化時に加熱脱水を実施することにより水素ガス発生を抑制すると同時に、Sr及び海水成分を難水溶性の安定な化合物とすることで固定化することを目指している。
加藤 潤; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 今泉 憲*; 寺澤 俊春*; 大杉 武史; 曽根 智之; 中澤 修; 黒木 亮一郎; 駒 義和
no journal, ,
放射性廃棄物処理に適用実績のある固化技術について、2017年度に福島第一原子力発電所の汚染水処理二次廃棄物への適用性評価に向けた課題が抽出された。本報告では2018年度実施の、抽出された課題に対する検討を紹介する。
谷口 拓海; 並木 仁宏*; 田畑 光一; 角田 あやか; 曽根 智之; 大杉 武史; 黒木 亮一郎
no journal, ,
汚染水処理から発生する様々な廃棄物に対して、低温処理技術(セメント固化等)による固化処理プロセスを適用する場合の適用可能性を簡易に検査するため、これまでに開発した画像判定装置を用いて熱画像から発熱量を算出し、固化可能な発熱量の制限値について検討した。結果から発熱量の制限範囲を取得することができたため、今後その制限範囲を狭めることで固化可能性判定基準の定量化ができる見込みが得られた。
田畑 光一; 並木 仁宏*; 大澤 紀久*; 坂本 亮*; 金田 由久*; 角田 あやか; 曽根 智之; 大杉 武史; 黒木 亮一郎
no journal, ,
多様な性状の廃棄物に対する低温固化処理可能性を判定する手法の構築のため、セメントやアルカリ活性材料を用いて固化体を作製し、硬化性などの物性に関する基礎データを取得している。本研究では固化体特性評価時の被ばく量低減を図るため、遠沈管を用いて固化体特性(固化体の凝結時間,浸出特性)を調査する際の非接触化及び小型化の可能性に関して検討を行い、それぞれ適用できる可能性が示された。
佐藤 淳也; 谷口 拓海; 松澤 一輝*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 角田 あやか; 曽根 智之; 大杉 武史; 黒木 亮一郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所の汚染水処理で発生する汚染水処理二次廃棄物の固化体を保管や処分した際における性能の変化を推定するため、周期的温度変化負荷試験により保管環境下における固化体の変質を模擬した。一部の試料においては一軸圧縮強度が低下し、保管環境によっては固化体性能が変化することが分かった。
佐藤 淳也; 倉持 亮*; 清水 恒輝; 松本 早織; 谷口 拓海; 黒木 亮一郎; 大杉 武史
no journal, ,
福島第一原子力発電所の汚染水処理で発生する汚染水処理二次廃棄物の固化体の埋設処分後の長期的な性能を推定するため、固化体の長期変質に伴う性能変化の評価に取り組んでいる。本報では、変質因子として固化体中を通過する水に着目した白華試験を実施し、通過水分量と白華により生成した結晶相の関係から、固化体が変質する加速度の定量化を試みた。
小林 佑太朗*; 大澤 紀久*; 芳賀 和子*; 金田 由久*; Chaerun Raudhatul, I.*; 佐藤 努*; 谷口 拓海; 黒木 亮一郎; 大杉 武史
no journal, ,
福島第一原子力発電所の汚染水処理から発生する廃棄物を低温処理材料で固化処理した固化体の長期保管時や処分後の変質挙動を検討する目的で、AAM(アルカリ活性化材料)固化体中の主要生成物である非晶質相を合成し、加温養生を行い、結晶化による生成相の変化について検討した。得られた結果の一部を紹介する。
平木 義久; 田畑 光一; 谷口 拓海; 黒木 亮一郎; 大杉 武史
no journal, ,
汚染水処理から発生する様々な廃棄物に対して、低温処理技術(セメント固化等)による固化処理プロセスを適用する場合の適用可能性を簡易に検査するため、セメントの比熱および様々な化学物質の発熱量測定により、廃棄物を混練した固化体の温度予測値を算出した。これまでに開発した画像判定装置による熱画像と温度予測値の組み合わせにより、廃棄物混練時の固化体温度を簡易に判定できる方法を整理した。