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.

Heat treatment of phosphate-modified cementitious matrices for safe storage of secondary radioactive aqueous wastes in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏; Garca-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。

地層処分におけるCAEシステムの開発研究(その2)

栗原 雄二*; 徳永 正博*; 宮崎 清*; 真壁 宜久*; 深谷 正明*; 大野 完*; 並木 和人*

PNC TJ1201 92-001, 151 Pages, 1992/02

PNC-TJ1201-92-001.pdf:5.61MB

本研究は、地層処分施設の概念構築及び設計・建設のための計算機を用いた支援システムを開発することを目的とする。今年度の開発研究では、昨年度までの研究に引続き、データベース管理システム及び設計支援サブシステムについて検討を行った。データベース管理システムでは、まずカタログデータベースと解析結果データベースについて機能と利用方法について検討を行い、データ項目とシステムの流れを示した。また市販データベースシステムの調査結果も示した。次に地質情報データベースについては、昨年度検討したデータ項目をもとに、パソコン用の小型データベースシステムを構築し、ケーススタディを実施した。また、地質情報処理ソフトを用いた地形・地質3次元モデル作成のケーススタディを実施し、再現性と運用に関する課題をまとめた。設計支援サブシステムでは、まず設計フローの各段階のグラフィック表示を行うための要件について検討を実施し、課題を整理した。次に諸外国の処分場施設の設計手順について調査を行うとともに、既存のグラフィックシステムを用いて配置設計のケーススタディを実施した。

福島汚染水処理二次廃棄物のための固定化技術の開発,5; Sr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。

セメント系材料を用いたハロゲンの不溶化

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。

脱水中におけるリン酸系固化体の水素ガス測定

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。

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,1; 処理に係る課題の検討

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。

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,16; 低温処理固化可能性検査手法の定量化に係る検討

角田 あやか; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 金田 由久*; 大澤 紀久*; 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発生する性状多様な廃棄物に対して、事前に低温固化処理可能性を判定する手法を検討している。本法において、かさ密度や発熱性等の廃棄物性状を定量的に取得し、判定基準を設定する必要がある。本研究では、試料面の高さや温度等を機械的に判定することを目的として、画像判定装置を導入し、画像から性状評価に用いる数値を取得するための検討を行った。

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,30; 化学混和剤を含む固化体に対する放射線照射影響評価

角田 あやか; 並木 仁宏*; 田畑 光一; 大澤 紀久*; 金田 由久*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 曽根 智之; 大杉 武史; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所で発生する汚染水処理二次廃棄物の処理・処分に向けて、セメントやアルカリ活性材料による低温固化処理が検討されており、セメント系については化学混和剤の添加による流動性改善・減水効果が期待されるが、化学混和剤に対する放射線影響について調査が必要である。本研究では、化学混和剤および化学混和剤を含むセメント固化体に対して線照射試験を行い、水素発生量について調査した。