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渡部 創; 高畠 容子; 小木 浩通*; 大杉 武史; 谷口 拓海; 佐藤 淳也; 新井 剛*; 梶並 昭彦*
Journal of Nuclear Materials, 585, p.154610_1 - 154610_6, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)Treatment of spent scintillation cocktail generated by analysis of radioactivity is one of important tasks for management of nuclear laboratories. This study proposed a procedure consists of adsorption of radioactivity and solidification of residual liquid wastes, and fundamental performance of each step was experimentally tested. Batch-wise adsorption showed excellent adsorption performance of Ni onto silica-based adsorbent, and chelate reaction was suggested as the adsorption mechanism by EXAFS analysis. Alkaline activate material successfully solidified the liquid waste, and TG/DTA and XRD analyses revealed that the organic compounds exist inside the matrix. Only 1% of the loaded organic compounds were leaked from the matrix by a leaching test, and most of the organic compounds should be stably kept inside the matrix.
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
廃棄物管理の観点から、放射性分解H
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
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。
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.
-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
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
Co 線によって照射した。リン酸セメントのG(H)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。
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。
入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏; Garc
a-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 木下 肇*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
東京電力福島第一原子力発電所から発生する汚染水二次廃棄物の安全な貯蔵のために、リン酸セメントを用いて低含水固化技術を開発している。従来のセメントシステムは水和反応を経由して固化し、一定量の水の要求と含有を必要とする。しかしながら、リン酸セメントは酸塩基反応を経由して固化する。それゆえ、水は作業性の観点から必要とされているだけである。水分量が低減されたリン酸セメントシステムは放射性廃棄物による水の放射線分解で発生する水素ガスを低減できるため、安全な貯蔵に貢献できる。本研究は、異なる温度(60, 90, 120C)の開放系及びリファレンスとして20Cの閉鎖系で養生したカルシウムアルミネートセメント(CAC)とリン酸添加CAC(CAP)の含水率と特性を調査した。CACとCAP中の水分量は時間経過に伴い減少した。
90Cにおいて、CAPはCACよりも低い含水率を得た。CAC中の自由水は、加熱処理により構造水に転換したが、CAPでは生じなかった。ハイドロキシアパタイトの前駆相である正リン酸塩が20, 60CのCAP中で発見され、90Cでは正リン酸塩とハイドロキシアパタイトの混合物が発見された。120CのCAP中のリン酸生成物は、20, 60, 90CのCAPと比較して異なるリン酸塩からなるようにみえる。
谷口 拓海; 阿部 智久
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.73 - 74, 2016/06
2015年11月7日(土)、8日(日)の2日間、宮城県仙台市の東北大学青葉山キャンパスにてバックエンド週末基礎講座が開催された。講座には大学や企業などから28名が参加し、7件の講義とグループディスカッションが行われた。本講座の概要とグループディスカッションの内容について報告する。
Rn-At generator前田 英太*; 横山 明彦*; 谷口 拓海*; 鷲山 幸信*; 西中 一朗
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1465 - 1468, 2015/02
被引用回数：9 パーセンタイル：60.64(Chemistry, Analytical)アルファ放射性同位体Atは、放射性同位体治療に有効であると注目されている。Rn-Atジェネレータによるアスタチンの利用促進を目指し、アスタチンの有機溶媒への抽出挙動を調べた。有機溶媒の中でも溶媒極性の大きいジイソプロピルエーテルとメチルイソブチルケトンへの分配比が大きいことがわかった。また、ジイソプロピルエーテルへの抽出において、高い塩酸濃度でより分配比が大きくなることが分かった。Rn-Atジェネレータ開発に有益なアスタチンの有機溶媒への抽出挙動を明らかにした。
Pb反応での放射性At同位体の製造と利用に関する核・放射化学的研究; 
放射性同位体による新しいがん治療を目指して西中 一朗; 牧井 宏之; 豊嶋 厚史; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 天野 良平*; 前田 英太*; 山田 記大*; 谷口 拓海*; 渡邉 茂樹; et al.
no journal, ,
核医学利用の観点から有用性が期待されているAtの製造,利用を目指し、原子力機構タンデム加速器施設においてLiビームを用いた核反応で生成する放射性At同位体の核・放射化学研究を行っている。核反応
Li+Pbで生成するAt同位体の励起関数測定、乾式化学分離での無担体アスタチンの化学挙動について報告する。
Liイオンビームを用いたアスタチン、ヨウ素RIの製造と利用西中 一朗; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 天野 良平*; 前田 英太*; 谷口 拓海*; 村上 拳冬*; 渡辺 茂樹; 鈴木 博元; 石岡 典子; et al.
no journal, ,
内用放射線治療への応用が期待されている放射性同位体Atは、一般に、加速器を用いて核反応
Bi(
He,2n)Rnで合成されるが、我々はBi(Li,5n)Rnで利用した、Rn/Atジェネレータで供給する新しいシステムの開発プロジェクトを進めている。この開発プロジェクトに必要なアスタチン、ヨウ素RIを合成するため、Liイオンビームを用いたBi(Li,xn)
Rn, Pb(Li,xn)
At, Sn(Li,xn)I反応の核反応断面積を測定し、基礎基盤となる核データを決定した。さらに、これらの反応で合成したアスタチン,ヨウ素RIの分離・精製方法を開発した。講演では、これらスタチン,ヨウ素RIの製造に関する研究成果を中心に報告する。くわえて、アスタチン,ヨウ素RIを利用した研究例を紹介する。
線内用療法のためのRn/Atジェネレータの作成鷲山 幸信*; 前田 英太*; 横山 明彦*; 西中 一朗; 谷口 拓海*; 山田 記大*; 牧井 宏之; 豊嶋 厚史; 天野 良平*
no journal, ,
内用療法に利用可能な放射体の中でも、半減期7.2時間のAtはもっとも臨床応用が期待されるアイソトープである。しかし、半減期が短いゆえにその利用は大型サイクロトロン施設近辺に制限されている。本研究では、Atの広範囲における国内実用化を目指し、有機溶媒抽出系を用いたRn/Atジェネレータの製造を試みた。原子力機構タンデム加速器のLiビームを利用したBi(Li,5n)Rn反応でRnを製造した。標的Bi金属から分離したRnを82%の収率で有機相へ抽出し、有機相中でRnのEC壊変で生成したAtを98%の回収率でメタノール溶媒へ抽出できることを確認した。本結果からRnを利用したAtジェネレータ製造の可能性が示された。
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。
及びClの浸出速度入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; Garca-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 中澤 修; 木下 肇*
no journal, ,
本研究では、福島汚染水処理二次廃棄物スラリー及び濃縮廃液の漏洩リスク・水素ガス燃焼リスク低減を目的に、リン酸を用い、それらリスクを低減できる技術を開発している。ANSI/ANS16.1に基づく浸出試験を実施し、Sr及びClの浸出速度を調べた。本発表は、平成28年度文部科学省委託業務の成果の一部である。
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Co-線照射し、脱水中における線がH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。
谷口 拓海; 入澤 啓太; 並木 仁宏*; 中澤 修
no journal, ,
放射性ハロゲンはハロゲン化銀によって不溶化されてきたが、銀を用いることからコストが高い。原子力機構及び福島第一原子力発電所廃棄物処理の低コスト化を目的に、ハロゲンを固溶する安価なセメント系材料を開発し、閉じ込め性能を評価する。文献調査により、ハロゲンがアパタイト中に固溶することがわかった。一方、リン酸系セメント(以下、CAPと表記)を水熱処理することにより、アパタイトが形成される。そこで、本研究ではハロゲンを含有したCAPを水熱処理し、アパタイトを形成させ不溶化する方法を検討した。
Garcia-Lodeiro, I.*; 入澤 啓太; Lebon, R.*; Mahoney, D.*; Zhang, B.*; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 目黒 義弘; 木下 肇*
no journal, ,
Calcium aluminate cements modified with phosphate (CAP) have been studied as an alternative matrix for the encapsulation of aqueous secondary wastes arising from processing of contaminated waster in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The present study focuses on the immobilisation of Sr and the other elements present in the simulated wastes in the CAP cements. As a result, CAP has a great potential as a host matrix for aqueous secondary wastes currently stored in Fukushima. It was possible to incorporate the simulated secondary wastes and form stable solids that can retain Sr under exposure to water.
入澤 啓太; 工藤 勇*; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 中澤 修
no journal, ,
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)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及び水蒸気を回収可能な装置を開発した。放射線分解Hと蒸発した水分を照射セル外で回収し、分析した。
谷口 拓海; 今泉 憲*; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 黒木 亮一郎; 菊地 道生*; 山本 武志*; 金田 由久*; 芳賀 和子*
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セメント等で低温固化処理する場合の基礎データを取得する目的で、セメント及びAAM(Alkali-activated materials)の試験体を作製し、照射試験を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。
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。
加藤 潤; 谷口 拓海; 大杉 武史; 中澤 修; 曽根 智之; 黒木 亮一郎
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故により発生した汚染水処理二次廃棄物は多種多様かつこれまでに処理実績のない性状を持つ。2017年度までに、放射性廃棄物処理に適用実績のある固化技術について、汚染水処理二次廃棄物に対する適用性評価に向けた課題が抽出された。本報告では、抽出された課題解決のための研究開発について紹介する。
