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論文

Hydrogen gas measurements of phosphate cement irradiated during heat treatment

入澤啓太; 工藤勇*; 谷口拓海; 並木仁宏*; 大杉武史; 中澤修

QST-M-16; QST Takasaki Annual Report 2017, P. 63, 2019/03

https://repo.qst.go.jp/records/74834

廃棄物管理の観点から、放射性分解H $_{2}$ ガスをできる限り抑制することは、長期保管及び処分時において火災や爆発のリスクを低減するためには、望ましい。そのため、加熱処理による水分率を最小化した代替セメント固化技術を開発している。本技術は、90 $^{circ}$ C、非照射下において、実現可能であることが報告されている。実際の廃棄物は放射性であり、本技術の適用が放射性分解H $_{2}$ ガスの抑制に効果的であるかどうかは、未だ不明である。そこで、本技術によって作製されたリン酸セメントから発生した放射性分解H $_{2}$ ガスを直接、分析した。その結果、本技術の適用により、放射性分解H $_{2}$ ガスが低減でき、そのリスク低減につながることがわかった。

論文

Characterization of phosphate cement irradiated by -ray during dehydration

入澤啓太; 工藤勇*; 谷口拓海; 並木仁宏*; 大杉武史; 中澤修

QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 63, 2018/03

https://repo.qst.go.jp/records/73811

福島第一原子力発電所から発生する汚染水処理二次廃棄物の安全な貯蔵のため、リン酸セメントによる最小含水化した固化技術を開発している。実際の二次廃棄物における本固化技術の適用性を把握するため、脱水中のリン酸セメントを $^{60}$ Co 線によって照射した。リン酸セメントのG(H $_{2}$ )は脱水中の時間と共に減少し、7日後に検出下限値となった。さらに、脱水中の $^{60}$ Co 線照射がリン酸セメントの結晶及び非晶質相を変化させないことが分かった。

口頭

福島汚染水処理二次廃棄物のための固定化技術の開発,1; 模擬廃棄物の合成と評価

谷口拓海; 入澤啓太; 伊藤譲; 並木仁宏; 大杉武史; 阿部智久; 佐藤淳也; 榊原哲朗; 中澤修; 目黒義弘; et al.

no journal, ,

原子力機構は、英国シェフィールド大学と協力して、文部科学省廃炉加速化共同プログラムを実施している。本研究では、それら廃棄物の水素ガス燃焼・漏えいリスク低減を目的に、低含水リン酸セメントによる閉じ込めを目指す。本発表では、日英共同プロジェクトの概要と合成した模擬廃棄物を紹介する。

口頭

$^{60}$ Co-線が脱水中のリン酸セメントの特性に及ぼす影響

入澤啓太; 工藤勇*; 谷口拓海; 並木仁宏*; 大杉武史; 中澤修

no journal, ,

汚染水処理二次廃棄物の安全・安心な長期貯蔵のため、リン酸セメントを用いて、漏洩を抑制する固化と放射線分解で発生するH $_{2}$ ガス量を抑制する脱水を同時に達成する技術を開発している。実際の二次廃棄物は高線量を持つことから、高崎量子応用研究所食品照射棟内で脱水中のリン酸セメントを30Gy/hで7日間 $^{60}$ Co-線照射し、脱水中における線がH $_{2}$ ガス発生量とリン酸セメントの物性に及ぼす影響を調べた。H $_{2}$ ガス発生量は時間と共に減少し、7日目で検出下限値となった。脱水中の照射がリン酸セメントの結晶及び非晶質相を変化させなかった。以上の結果は、本技術が漏えい・H $_{2}$ ガス燃焼のリスク低減のために有益であり、高線量下において適用できる可能性を示す。