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論文

General overview of the research project investigating the radionuclide solution behavior in mock mortar matrix modeled after conditions at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station

五十嵐 豪*; 芳賀 和子*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 丸山 一平*

Journal of Advanced Concrete Technology, 19(9), p.950 - 976, 2021/09

Decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (F1NPS) in a proper manner requires assessment of the contamination levels and mechanisms for contamination in the concrete structures. Between January 2018 and March 2020, Japan's Ministry of Education Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology (MEXT) conducted a project called "The Analysis of Radionuclide Contamination Mechanisms of Concrete and the Estimation of Contamination Distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station". In this review, we outline the results of this study. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption behaviors of Cs and Sr and therefore, their penetration depths. Additionally, the studies showed that $$alpha$$-nuclides precipitated on the surface of the samples because concrete causes a high pH. A reaction transport model was developed to assess further the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and on concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the materials used at F1NPS and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. Capillary water suction resulting from dried concrete was evaluated by considering structural changes in cement hydrates using X-ray CR and $$^{1}$$H-NMR relaxometry.

論文

A Project focusing on the contamination mechanism of concrete after the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM 2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03

To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that $$alpha$$-nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and $$^{1}$$H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.

論文

New project on the analysis of contamination mechanisms of concrete at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山田 一夫*; 丸山 一平*; 駒 義和; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 渋谷 和俊*; 粟飯原 はるか

Proceedings of International Waste Management Symposia 2019 (WM 2019) (CD-ROM), 6 Pages, 2019/03

For the decommissioning of a Nuclear Power Station (NPS) after a severe accident, estimation of contamination depth and radioactivity level in concrete is essential. This paper outlines a recently begun project on the analysis of the contamination mechanisms of concrete in the Fukushima Daiichi NPS. For this analysis, data on various parameters are required, such as the materials used in the NPS, the environmental conditions of the exposed concrete, the conditions of exposure during the accident and until decommissioning, and the fundamental transport characteristics of nuclides in concrete. These aspects of this project are illustrated with some examples.

報告書

焼却灰のセメント固化試験,1; 模擬焼却灰の基本的固化特性

川戸 喜実; 富岡 修; 高橋 邦明; 目黒 義弘; 坂本 浩幸*; 芳賀 和子*

JAEA-Technology 2010-013, 38 Pages, 2010/07

JAEA-Technology-2010-013.pdf:1.36MB

原子力機構の各拠点から放射性廃棄物として発生する可燃物や難燃物の焼却灰を固型化するために、セメント系固型化材を用いて模擬焼却灰(飛灰)の基本的な固化特性を調べた。固型化材の種類,焼却灰の充填率,固化遅延物質の含有量などの固化条件をパラメータに固化体の一軸圧縮強度を調べるとともに、不溶化剤を添加して固化体からの焼却灰中の重金属成分の溶出率を調べた。普通ポルトランドセメント(OPC),高炉セメント(BB),低アルカリ性セメント(LAC)は、評価の目安とした一軸圧縮強度1.47N/mm$$^2$$を超えることを確認した。一軸圧縮強度は、BBは焼却灰の充填率を40%にすると1.47N/mm$$^2$$を超えなかったが、LACは40%でも1.47N/mm$$^2$$を超えた。BBとLACについて、セメントの硬化遅延物質である鉛と亜鉛の含有量を増加させた固化体を作製し、硬化性への影響を調べた。両固化体ともすべての含有率で1.47N/mm$$^2$$を超える固化体が得られた。重金属の不溶化剤として、硫酸鉄,硫化ナトリウムはクロムに対する抑制効果が認められたが、ゼオライトとベントナイトは顕著な溶出抑制効果が見られなかった。

論文

セメントペースト硬化体の間隙水に残存する有機混和剤の溶存挙動の評価

藤田 英樹*; 芳賀 和子*; 柴田 真仁*; 三原 守弘

セメント・コンクリート論文集, (61), p.65 - 71, 2008/02

ポリカルボン酸系高性能AE減水剤を添加したセメントペースト硬化体からの混和剤溶出挙動を、間隙水及び養生水の組成から評価した。TOC濃度から算出したSP溶出量は小さく、多くは固体に取り込まれたままであることがわかった。間隙水からは低分子量の有機物のみが検出され、高アルカリ性環境によるポリマーの分解、あるいは低分子量物質の選択的な溶出が示唆された。混和剤以外の有機物はプレーン試料によるブランク試験でキャンセルできると仮定したが、粉砕助剤などもともとセメント中に含まれていた有機物が結果に影響していないかといった新たな課題も明らかとなった。

口頭

焼却灰のセメント固化試験,1; セメント固化体中の重金属の不溶化

富岡 修; 川戸 喜実; 目黒 義弘; 芳賀 和子*; 坂本 浩幸*

no journal, , 

放射性廃棄物の処理においてセメント系材料は処分容器に放射性廃棄物を固型化する材料として使用されている。原子力機構の各拠点から発生する焼却灰についてもセメント系材料を用いて固型化し処分する計画である。そこで、焼却灰のセメント固化設備の設計等に向けて固化条件の設定及び固化体性能の把握等に資する基礎データの取得を開始した。本報では、重金属を含む焼却灰を想定し、種々のセメント材及び重金属不溶化剤を使用してセメント固化体を製作し、圧縮強度及び重金属の溶出の観点から、最適な固型化材を検討した。「重金属等にかかわる土壌汚染調査・対策指針」に定められる溶出量基準値からPb, Cdの溶出濃度は0.3mg/L以下、Cr(VI)は1.5mg/L以下、圧縮強度は廃棄体基準(1.47N/mm$$^2$$)を評価基準としたところ、本試験条件では、高炉セメントは不溶化剤によらず目標とした基準値を満足した。低アルカリ性セメントは不溶化剤として硫酸鉄を添加した場合で基準値を満足した。普通ポルトランドセメントはPbの溶出を抑えることができなかった。高炉セメントもしくは硫酸鉄を添加した低アルカリ性セメントが固型化材料として適していることがわかった。

口頭

焼却灰のセメント固化試験,2; 重金属溶出機構の検討

芳賀 和子*; 坂本 浩幸*; 富岡 修; 川戸 喜実; 目黒 義弘

no journal, , 

放射性廃棄物である焼却灰をセメント系材料を用いて固型化し処分する技術の開発を進めている。本報では、セメント固化体からの重金属溶出機構検討のために、重金属溶出濃度と圧縮強度及び溶出液組成の相関を検討した。焼却灰セメント固化体からのPbの溶出試験の結果、低アルカリ性セメント固化体はすべての試料でPbの溶出は低く抑えられた。高炉セメント固化体は圧縮強度が高い試料ほどPbの溶出濃度が低くなった。圧縮強度は水和の進行や配合により異なり、水和が進み固化体の組織が緻密化することによって物質移動しにくくなりPbの溶出が抑えられたと考えた。また、灰量が多い場合は圧縮強度が低く、溶出したPbの濃度が高かった。これはセメント成分の相対的な減少によりPbの固定化能が低下したためと考えられる。さらに、固化体の溶出液のpHとPb溶出濃度の関係を調べた結果、pHが低い固化体で溶出濃度が低かった。Cdは高アルカリ性環境で溶出濃度が低くなり、Cr(VI)は還元剤である硫酸鉄の添加により溶出濃度が低くなることがわかった。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,5; 低温処理材料の照射試験

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。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,4; 低温処理材料の溶解挙動の評価

金田 由久*; 芳賀 和子*; 柴田 真仁*; 藏永 萌*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 加藤 潤; 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(アルカリ活性化材料)の試験体を作製し、溶出試験を行った。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,3; 低温固化処理材料に関する特性評価研究の概要

菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 川戸 陸也*; 金田 由久*; 柴田 真仁*; 芳賀 和子*; 谷口 拓海; 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により生じる廃棄物に対する、低温固化処理技術の適用性評価に利用するデータの取得を目的として実施した、セメント固化体およびAAM(アルカリ活性化材料)固化体の特性評価研究の概要を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,8; 低温処理固化可能性検査手法の検討

谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎; 菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 金田 由久*; 大澤 紀久*; et al.

no journal, , 

セメントやAAMによる固化処理プロセス(低温処理技術)の成立性および固化体性能は、汚染水処理から発生する様々な廃棄物の物理化学的性状の影響を受け、廃棄物の性状によっては混練中の急結といった処理プロセス自体が成立しない事態も起こりうる。このため実処理に先立ち、対象廃棄物の低温固化処理に対する適用可能性を簡易に検査・評価する手法を検討した。試験概要及び得られた検討結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,9; 模擬炭酸塩スラリーの合成

中塩 信行*; 川副 貴裕*; 相川 浩平*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 金田 由久*; 芳賀 和子*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

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固化処理する場合の基礎データを取得するために、模擬炭酸塩スラリーを合成した。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,10; 炭酸塩スラリーを含有する低温固化処理材料の特性評価

菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 川戸 陸也*; 金田 由久*; 柴田 真仁*; 芳賀 和子*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理において生じる炭酸塩スラリーに対する、低温固化処理材料の適用性評価に利用するデータの取得を目的とし、各種固化配合で作製した模擬炭酸塩スラリー混合セメント固化体およびAAM固化体について、基礎特性の評価を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,11; 低温処理材料の溶解試験

金田 由久*; 芳賀 和子*; 柴田 真仁*; 大澤 紀久*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 川戸 陸也*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

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, AAM(アルカリ活性化材料)および模擬炭酸塩スラリー混合固化体を作成し、溶解試験を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,12; 低温処理材料の溶解挙動のモデル化

小林 佑太朗*; 芳賀 和子*; 金田 由久*; 黒田 和眞*; 佐藤 努*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

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長期挙動を予測することを目的に、セメント及びAAM(アルカリ活性化材料)硬化体の溶解挙動について熱力学平衡計算により検討し、得られた計算結果と平衡溶解試験の結果との比較を行った。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する研究,10; 建屋地下コンクリートへのCs, Srの浸透挙動のモデル化

富田 さゆり*; 小林 佑太朗*; 芳賀 和子*; 細川 佳史*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃炉時に発生する大量のコンクリート廃棄物の処分計画において、事故後から廃炉時までの放射性核種の移行予測は有用である。重要核種であるCsとSrは、骨材やセメント系材料中のC-S-Hに収着されるため、Cs, Srの移行予測には骨材およびC-S-HへのCs, Srの収着モデルを実装した相平衡モデルが必要である。本研究では、福島第一原子力発電所コンクリートで使用されたものと同じ産地の骨材に対してCsおよびSrの収着試験を実施し、イオン交換反応を用いた骨材とCs, Srの相互作用をモデル化した。この結果を既報のC-S-Hへの収着モデルとともに相平衡-物質移動連成モデルに実装し、高濃度の汚染水が長く滞留していた1号機タービン建屋地下コンクリートを想定したコンクリートへのCs, Srの浸透計算を行った。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,17; 鉄共沈スラリーを含有する低温固化処理材料の特性評価

菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 川戸 陸也*; 金田 由久*; 坂本 亮*; 芳賀 和子*; 角田 あやか; 大杉 武史; 曽根 智之; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理において生じる鉄共沈スラリーに対する、低温固化処理材料の適用性評価に利用するデータの取得を目的とし、各種固化配合で作製した模擬鉄共沈スラリー混合セメント固化体およびAAM固化体について、基礎特性の評価を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,18; 低温処理材料の核種浸出特性

金田 由久*; 芳賀 和子*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 角田 あやか; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

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、模擬炭酸塩スラリー(CS),模擬鉄共沈スラリー(IS)のセメントおよびAAM(アルカリ活性化材料)固化体製作時に模擬核種を添加し、模擬核種の浸出試験を行った。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,24; 低温固化処理材料(模擬スラリー混合セメント固化体)の溶解挙動に関する実験及び解析的検討

小林 佑太朗*; 芳賀 和子*; 金田 由久*; 佐藤 努*; 角田 あやか; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

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、模擬廃棄物混合セメント固化体を作製し、溶解試験を行った。また模擬廃棄物混合セメント固化体の溶解挙動について熱力学平衡計算により検討し、得られた計算結果と溶解試験の結果との比較を行った。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,23; 鉄共沈スラリーとアルカリ活性材料の相互作用

Raudhatul Islam, C.*; 小林 佑太朗*; 芳賀 和子*; 金田 由久*; 角田 あやか; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎; 佐藤 努*

no journal, , 

For long-term safety storage and disposal of iron slurry embedded to alkali activated material (AAM), alteration of iron slurry (IS) and its interaction with AAM are definitely important. In this context, the interfaces between IS and AAM before and after leaching test were investigated by electron microscopy. As results, there is no the interaction during duration time in this study.

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