脱水中におけるリン酸系固化体の水素ガス測定

Hydrogen gas measurements of phosphate solidified products during dehydration

Irisawa, Keita; Kudo, Isamu*; Taniguchi, Takumi; Namiki, Masahiro*; Osugi, Takeshi; Nakazawa, Osamu

福島第一原子力発電所(1F)にある放射性廃棄物管理の観点から、固化体中の放射線分解水素ガス(H $_{2}$ )発生量をできる限り抑制することは、長期保管及び処分時におけるH $_{2}$ による火災・爆発のリスクを低減するために好ましい。それゆえ、加熱処理により水分量を最小限にする代替セメント固化技術を開発している。これまでリン酸系固化体の加熱処理試験の結果、非照射下において自由水量が低減されていることが分かった。実際の廃棄物は放射性であり、作製したリン酸系固化体が放射線分解H $_{2}$ を抑制しているかどうか、照射下で作製した際に構造への影響があるかどうか等が不明瞭であった。そのため、平成29年度作製した装置を改良するとともに加熱処理中に発生するH $_{2}$ 及び水蒸気を回収可能な装置を開発した。放射線分解H $_{2}$ と蒸発した水分を照射セル外で回収し、分析した。

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使用言語	:	Japanese
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発表会議名	:	QST高崎サイエンスフェスタ2018
開催年月	:	2018/12
開催都市	:	高崎
開催国	:	日本
キーワード	:	リン酸セメント; 60Co-線; 水素ガス; 福島第一原子力発電所事故; Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident

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使用施設	:	ENTRY(地層処分基盤研究施設) ;第4研究棟
広報プレスリリース	:
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受委託・共同研究相手機関	:	文部科学省

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登録番号 : BB20181386
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