Difference in expansion and dehydration behaviors between NH- and K-montmorillonite

川喜田 竜平; 齋藤 彬人*; 佐久間 博*; 安楽 総太郎; 菊池 亮佑*; 大竹 翼*; 佐藤 努*

Applied Clay Science, 231, p.106722_1 - 106722_7, 2023/01

https://doi.org/10.1016/j.clay.2022.106722

Montmorillonite (Mt) expansion and swelling are key factors for barrier performance of bentonite in trans-uranic (TRU) and high-level radioactive waste disposals. In the case of co-located geological disposal of TRU waste with high level waste, ammonium ion (NH) which is changed from nitrate ion leached from TRU waste has possibility to contact with bentonite, exchange interlayer cation of Mt to form NH-Mt, and deteriorate its performance. Because of similar hydration energy of NH to K, NH-Mt could have lower expandability or change to non-expandable mineral as reported on K-Mt. Therefore, expansion and alteration behaviors of NH-Mt, especially comparison to the behaviors of K-Mt, are necessary to understand for safety assessment of the waste disposal. In this study, the hydration behavior of NH-Mt was investigated by XRD and molecular dynamics (MD) simulation in comparison with K-Mt. XRD profiles under Relative Humidity (RH) control showed that expansion of NH-Mt was similar to that of K-Mt at more than RH40% with slightly different d-values. However, expansion of NH-Mt kept at lower than RH20%, while K-Mt easily dehydrate at the same RH. MD simulation revealed that hydrogen bonding (HB) in NH molecules causes the difference in hydration behavior between NH- and K-Mt, as HB cause larger basal spacing at dehydrated state and easier hydration. This gap on hydration may attribute the difference in alteration to non-expandable minerals after dehydration, indicating that NH have lower possibility for alternation and smaller effect on barrier performance of bentonite than K.

高濃度SO含有燃焼排煙の電子ビーム処理における脱硫反応

広沢 昌二郎*; 小嶋 拓治; 橋本 昭司; 鈴木 良治*; 青木 慎治*

Radioisotopes, 51(8), p.285 - 295, 2002/08

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.51.285

リグナイト炭燃焼排煙(SO(5500ppm),NO(390ppm),HO(22%))を用いた電子ビームによる排煙処理の実験を実施し、1-2kGyで90%以上の脱硫率を得た。これはリグナイト燃焼排煙の処理に対する電子ビームの適用が可能であることを示している。電子ビーム照射によるラジカル反応によって除去される脱硫量は高々数百ppmであること、また照射無しで脱硫を生じさせるサーマル反応による脱硫量は全脱硫量の半分程度であることから、これら以外の脱硫反応が示唆された。サーマル反応に類似の液滴表面上でのSOとアンモニアの同時取り込み反応を提唱した。液滴エアロゾルを生成するうえで、25で60%の潮解相対湿度(DRH)を持つ硝酸アンモニウムが重要な役割を担っていることを指摘した。硝酸アンモニウムのDRH は温度とともに及び硫酸アンモニウムとの複塩化とともに減少し、液滴エアロゾルの形成を促進していると考えられる。

オゾン-アンモニア添加による石炭燃焼排煙中の窒素酸化物、硫黄酸化物除去

南波 秀樹; 鈴木 伸武; 徳永 興公

JAERI-M 89-177, 18 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-177.pdf:0.61MB

オゾンとアンモニアを添加することにより、石炭燃焼模擬排煙(NO:510ppm,SO:1030ppm,HO:8%,O:15%,N:77%)中のNoとSOは非常に効果的に除去できることが分かった。70Cで、940ppmのオゾンと3400ppmのアンモニアを添加した時のNOとSOの除去率は、それぞれ87%、84%にまで達した。本処理法による主生成物は、赤外吸収測定により、硫酸アンモニウムならびに硝酸アンモニウムであることが分かった。本方法による脱硝ならびに脱硫の詳細な反応機構について述べる。

A Study on separation of Mo from neutron-irradiated UO by precipitation as ammonium molybdophosphate

棚瀬 正和; 四方 英治

Radioisotopes, 25(10), p.647 - 650, 1976/10

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.25.10_647

中性子照射したUOからのMoの分離法としてアルミナカラム法、溶媒抽出法、-ベンゾインオキシムによる沈殿分離法などがあるが、ここではリンモリブデン酸アンモニウムの沈殿を利用したMoの回収法を研究した。 効果的なMoの回収条件をHPO,NHOH濃度,反応温度、静置時間、U濃度について検討した。 その結果最適条件下で約95%のMoが回収され、他核種の大半は溶液中に残存することがわかった。

アンモニウム型モンモリロナイトの層間イオンの挙動と膨張挙動

齋藤 彬人*; 佐久間 博*; 小田 治恵; 本田 明; 佐藤 努*

no journal, , 

TRU廃棄物の地層処分では、廃棄物に含まれる硝酸塩の化学的変遷過程で生ずるアンモニウムイオンが人工バリア材料の特性に影響する可能性がある。本研究では、ベントナイト緩衝材の主要鉱物であるモンモリロナイトにアンモニウムイオンが吸着した場合の膨潤特性を把握することを目的とし、モンモリロナイトをアンモニウム型に処理した場合と、そのアンモニウム型モンモリロナトを1Mのアンモニア水(pH12)で処理した場合の底面間隔と層間イオンの状態について、相対湿度制御下のX線回折分析によって調べた。また、モンモリロナイト結晶面近傍における陽イオンと水分子の挙動を分子シミュレーションによって評価した。この結果から、本実験条件では、アンモニウム型モンモリロナイトは、アンモニアがアンモニウムイオンよりも熱力学的に安定となる高アルカリ性条件のアンモニア水に浸漬された後も、層間イオンはアンモニウムイオンから変化していないと推定された。また、アンモニウムイオン型モンモリロナイトの膨潤挙動は他のイオン型と異なっており、この原因はアンモニウムイオンと底面酸素との水素結合にあると推定された。

アンモニウム型モンモリロナイトの膨潤性と安定性

齋藤 彬人*; 佐久間 博*; 小田 治恵; 本田 明; 佐藤 努*

no journal, , 

TRU廃棄物の地層処分では、人工バリア材料として高い止水性を有するベントナイトの使用が検討されている。本研究では、ベントナイトの主要鉱物であるモンモリロナイトに、一部のTRU廃棄物に含まれる硝酸塩の化学的変遷過程で生ずるアンモニウムイオンが吸着した場合の、膨潤性と層間アンモニウムイオンの挙動を調べることとし、アンモニウム型モンモリロナイトに対する相対湿度制御下のX線回折分析と分子動力学(MD)計算を行った。その結果、(1)アンモニウム型モンモリロナイトは、他のイオン型と異なり、低湿度条件で1分子層水和状態の結晶性膨潤が可能であり、これは、アンモニウム型モンモリロナイト-水系の混合エンタルピーが水分子数の少ない条件で顕著に低下するためと考えられること、(2)層間のアンモニウムイオンは、熱力学的にはアンモニアが安定となる高アルカリ性のアンモニア水(pH12)に浸漬しても、アンモニウムイオンのまま変化しない可能性が高いこと、(3)高アルカリ性の水酸化ナトリウム水溶液に浸漬した場合は、層間のアンモニウムイオンはナトリウムイオンに交換されることがわかった。

線放出核種の無機イオン交換体への吸着特性に及ぼす錯形成剤添加の影響

大西 貴士; 関岡 健*; 須藤 光雄*; 田中 康介; 勝山 幸三

no journal, , 

照射済燃料溶解液中に含まれるCs-134および137以外の線放出核種を線スペクトロメトリーにて定量するために、Csのみを除去する方法を検討した。その結果、リンモリブデン酸アンモニウムと酒石酸を用いることで、SbおよびEuを試料中に残存させたままCsのみを除去できることを明らかにした。

核物質含有廃液からのアンモニアの分離研究

三善 真秀*; 粟飯原 はるか; 渡部 創; 松浦 治明*

no journal, , 

試験・分析により発生するRIや核燃料物質を含む放射性廃液は多様な試薬が混入しており処分方法が確立していない。分析廃液はアンモニウム化合物を含む硝酸系の廃液が多く、ここから反応性が高い硝酸アンモニウムが生成する可能性がある。これらの廃液を長期保管することは安全上の観点から好ましくないため、廃液の安定化処理を行う必要がある。安定化処理としてアンモニウムの酸化分解が検討されており、アンモニウムを分離する前処理を導入することにより、分解が効率化できると考えられる。そこで、蒸留によりアンモニアを回収する試験を行い、模擬廃液からアンモニウムを分離する手法の見通しを得た。

放射性溶液安定化処理のためのアンモニウム分離分解フローの開発,3; 蒸留・沈澱処理によるアンモニウム分離前処理方法の検討

松浦 治明*; 小林 亜海*; 三善 真秀*; 粟飯原 はるか; 渡部 創; 野村 和則

no journal, , 

放射性廃液の処理手法を開発するSTRADプロジェクトの一環として、分析廃液中に含まれるアンモニウムイオンの分解処理技術の開発を行っている。分解のための分離前処理として、廃液のpHを上げて核物質をあらかじめ沈澱分離し、アンモニウムイオンをアンモニアガスとして蒸留により溶液から回収するプロセスを検討している。pH12の条件では60度という比較的低温ながらトラップ水へのアンモニア回収率71%をとなり、2段目までのトラップ水で十分回収できることを確認した。またpH12でセリウムはほぼ完全に溶液から取り除かれ、沈殿分離は達成された。これらの検討を基に今後効率的にアンモニウムを分解可能なフローの設計を行う。