Application of phosphate modified CAC for incorporation of simulated secondary aqueous wastes in Fukushima Daiichi NPP, 1; Characterization of solidified cementitious systems with reduced water content

Garcia-Lodeiro, I.*; Lebon, R.*; Machoney, D.*; Zhang, B.*; 入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 目黒 義弘; 木下 肇*

Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11

Processing of contaminated water from Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (NPP) results in a large amount of radioactive aqueous wastes, with a significant amount of radioactive strontium (Sr) and inorganic salts (mainly chlorides). It is challenging to condition these wastes using the conventional cementation because of the significant contamination and associated risk of hydrogen gas generation. The present study investigates the applicability of calcium aluminate cement (CAC) modified with phosphates (CAP) for incorporation of simulated secondary aqueous wastes. The use of CAP system is interesting because it may allow the reduction of water content, and the risk of hydrogen gas generation, since the solidification of this systems does not solely rely on the hydration of clinker phases. CAC and CAP pastes were prepared intermixing with different secondary aqueous wastes (concentrated effluent, iron co-precipitation slurry and carbonate slurry) and cured at either 35C or 90C in open systems for 7 days. Overall, the incorporation of the simulated wastes did not significantly alter the development of CAP or CAC, maintaining the integrity of their microstructure. However, because of the high Cl content in the simulated wastes, CAC system showed formation of the Friedel's salt (CaAl(OH)Cl(HO)). On the other hand, formation of chlorapatite-type phase was detected in the CAP systems cured at 90C.

福島第一原子力発電所の廃炉によって発生する放射性廃棄物の処理に向けた固化技術及び減容技術カタログ

加藤 潤; 中川 明憲; 谷口 拓海; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Review 2017-015, 173 Pages, 2017/07

JAEA-Review-2017-015.pdf:6.67MB

福島第一原子力発電所では様々な性状の放射性廃棄物が発生している。これらの放射性廃棄物を処分するためには、廃棄物に対して減容処理や固化処理を行い、処分に適した廃棄体を作ることが必要である。また、今後の廃炉に向けた検討では、既存の処理技術が適用可能かを見極めることが必要である。そこで、今後の処理技術の選定に向けて、実規模での開発実績が確認されている国内外の放射性廃棄物の減容技術及び固化技術の文献調査を実施した。本報告書はその調査結果をまとめたものである。対象廃棄物を均一な粉粒体・液体廃棄物と不均一な雑固体廃棄物の2種類に区分し、それぞれに対する減容技術、廃棄体化技術の調査を行った結果を、技術の名称や原理、処理能力、固化体性状などの適用性評価に必要な項目にまとめた。

Design study for reactor system of fast reactor JSFR; Concept of reactor system

川崎 信史; 阪本 善彦; 衛藤 将生*; 谷口 善洋*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.760 - 769, 2015/05

現在、日本では、次世代型ナトリウム冷却炉として、JSFRの概念検討を実施している。JSFRの原子炉構造の特徴は、原子炉容器径の過大な増大を避けたコンパクトな原子炉構造を構造及び流動健全性の確保とともに実現化した点にある。JSFRでは、容器径の増加防止のために、新型燃料交換機を単回転プラグとともに採用した。新型燃料交換機は、パンタグラフタイプのアームを有する燃料交換機であり、本燃料交換機をコラム型のUIS(炉上部機構)とともに採用することで、炉出力増加に伴う原子炉容器径の拡大を防止している。構造及び流動健全性の確保は、トップエントリ概念、ナトリウムダム、フローガイド構造などにより達成した。また、コラム型のUISも耐震剛性を有するように設計しており、これらの設計概念を紹介している。

Measurement of thick target neutron yields at 0 bombarded with 140, 250 and 350 MeV protons

岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 八島 浩*; 中村 尚司*; 佐藤 大樹; 中根 佳弘; 中島 宏; 桐原 陽一*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 593(3), p.298 - 306, 2008/08

https://doi.org/10.1016/j.nima.2008.05.013

陽子がフルストップする厚さのグラファイト,アルミニウム,鉄及び鉛に140, 250及び350MeVの陽子が入射したときに0度方向に放出される中性子のエネルギースペクトルを大阪大学核物理研究センターRCNPの中性子TOF室で測定を行った。中性子エネルギーは飛行時間法により導出し、10MeVから陽子入射エネルギーまでのスペクトルデータを得た。実験結果との比較のために、評価済み核データJENDL-HEとLA150,核内カスケードモデルISOBAR,LAHETを用いたモンテカルロ計算コードPHITS, MCNPXでシミュレーション計算を行った。250, 350MeV陽子入射のグラファイトターゲットの場合を除いて、すべての計算結果は実験データを全体的によく再現することがわかった。

Measurement of neutron production spectra at the forward direction from thick graphite, aluminum, iron and lead targets bombarded by 250 MeV protons

岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.

JAEA-Conf 2006-009, p.118 - 123, 2006/11

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Conf-2006-009.pdf

加速器施設の遮蔽設計に用いるモンテカルロ輸送計算コードに関して、実験データの不足から厚いターゲットから前方方向に放出される中性子強度の精度検討が十分に行われていない。そこで、250MeV陽子入射により厚いグラファイト,アルミニウム,鉄,鉛から放出される前方方向の中性子のエネルギースペクトルを大阪大学核物理研究センター(RCNP)・サイクロトロンに設置されたTOF(飛行時間)コースにおいて測定し、得られた測定データをPHITS, MCNPXコードによる計算結果と比較した。すべての計算結果は中性子エネルギー20MeV以上で過小評価する傾向にあり、前方方向における中性子生成に関してコードの改良が必要であることを検証した。

人工バリア及び岩盤の長期挙動に関する研究

青柳 茂男; 小田 好博; 笹本 広; 柴田 雅博; 棚井 憲治; 谷口 直樹; 西村 繭果; 藤崎 淳; 菊池 広人*; 松本 一浩*

放射性廃棄物安全研究年次計画(平成13年度平成17年度)研究成果報告集, p.179 - 203, 2006/03

具体的な地質環境条件を対象に人工バリアや地下施設に対して、長期予測モデルの検証等を行い、安全評価基準・指針類の策定及び安全評価モデル・データの信頼性向上に資することを目的として、(1)緩衝材の長期物理的・化学的安定性に関する研究,(2)オーバーパックの腐食挙動に関する研究,(3)ガス移行挙動に関する研究,(4)岩盤長期変形挙動に関する研究,(5)再冠水挙動に関する研究に関する現象モデル及びデータの検証を室内において実施した。これらの研究により、幌延の地下水条件や海水系地下水条件を対象としたデータの拡充や関係式の一般化,現象評価モデルの信頼性の向上を図った。さらには熱-水-応力-化学連成プロトタイプコードを構築した。

高速増殖実証炉に向けた耐震性評価技術開発,1; 1/2.5縮尺模擬集合体多数体系試験

岩崎 晃久*; 門出 匡胤*; 澤 直樹*; 碇本 岩男*; 谷口 善洋*; 北村 誠司

no journal, , 

高速増殖炉の実用化研究開発において、3次元群振動を伴う炉心の耐震性評価技術を開発している。本件では、燃料集合体を模擬した1/2.5縮尺試験体の多数体系振動試験を実施し、3次元震動挙動を把握した。

FBR実証施設原子炉構造の検討,1; 設計概念の検討

川崎 信史; 阪本 善彦; 衛藤 将生*; 谷口 善洋*; 神島 吉郎*

no journal, , 

現在設計検討中の高速増殖炉実証施設(JSFR)で採用されている原子炉構造の設計概念を紹介するとともに、当概念を成立させるための主要設計課題の検討状況を紹介する。

ナトリウム中目視検査装置の開発,2; 水中画像化試験

由井 正弘*; 植本 洋平*; 黒川 正秋*; 谷口 善洋*; 近澤 佳隆; 相澤 康介; 荒 邦章

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器内構造物等の目視検査のために、超音波を用いたナトリウム中目視検査装置の開発が進められてきた。本装置は、超音波の受信方式として2次元に配置した金属箔(ダイヤフラム)の振動変位をレーザ光で検出する光方式の受信センサを採用している。本研究では、光方式受信センサへのノイズ低減構造適用により受信感度を向上させるとともに、水中ターゲットの良好な画像取得に成功した。

核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化; 高強度負ミュオン生成法MERITの原理実証試験の現状

岡部 晃大; 吉本 政弘; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; 金正 倫計; 谷口 秋洋*; 佐藤 朗*; 三宅 康博*; 森 義治*

no journal, , 

長寿命核分裂生成物の安定核種への変換と再利用を目的としたミュオン核変換を実現するための最重要課題である高効率ミュオン生成法についての研究開発を行っている。この生成法として、ビーム加速と貯蔵が両立可能なエネルギー回復型内部標的方式を用いたミュオン生成法: MERIT(Meson production Energy Recovery Internal Target)リングの研究開発を進めている。本研究では、MERIT法による高効率・大強度の負ミュオン生成法についてそのフィジビリティについて研究し、それらに基づきMERITミュオン生成法の根幹技術である1次ビームの加速ならびに貯蔵の両立について、その基本原理実証を行う。本発表ではMERIT原理検証試験の現状について報告する。(本研究は、総合科学技術・イノベーション会議により制度設計された革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)により、科学技術振興機構を通して委託されたものである。)