Impact of interatomic structural characteristics of aluminosilicate hydrate on the mechanical properties of metakaolin-based geopolymer

Kim, G.*; Cho, S.-M.*; Im, S.*; Suh, H.*; 諸岡 聡; 菖蒲 敬久; 兼松 学*; 町田 晃彦*; Bae, S.*

Construction and Building Materials, 411, p.134529_1 - 134529_18, 2024/01

https://doi.org/10.1016/j.conbuildmat.2023.134529

This study explores the influence of the interatomic structure of sodium aluminosilicate hydrate (N-A-S-H) with varying silica contents on the mechanical properties of metakaolin-based geopolymer. Geopolymer pastes comprising Si/Al ratios between 2.0 and 3.0 were synthesized. A larger number of Si-O-Si linkages compared to Si-O-Al linkages and a higher atomic number density were found in the geopolymers with higher silica contents, which enhanced the compressive strength of the geopolymer pastes up to the optimal Si/Al ratio of 2.5. The paste with a Si/Al = 2.5 exhibited a greater portion of Q(1Al and 2Al) and denser morphology compared to the other geopolymer pastes. Furthermore, in-situ high-energy synchrotron X-ray scattering experiments were conducted to assess the elastic modulus of the aluminosilicate structure at a local atomic scale. The modulus value in real space decreases with increasing silica contents up to Si/Al = 2.5 and increases with the presence of excessive unreacted silica fume. The modulus value in reciprocal space for the axial and lateral directions both presented a positive value at the geopolymer comprising a Si/Al ratio higher than 2.5, indicating that the load-bearing property of N-A-S-H changed at higher Si/Al ratios. Moreover, the smallest difference between the strains along the axial and lateral directions was detected for the geopolymer with Si/Al = 2.5 in both the real and reciprocal space, owing to the most interconnected and flexible nanostructure, which led to the highest mechanical strength.

研究施設等廃棄物の埋設事業について

坂井 章浩

第33回原子力施設デコミッショニング技術講座テキスト, p.31 - 63, 2023/02

日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物の埋設処分の実施主体として、ピット処分及びトレンチ処分の埋設事業の計画を進めている。本報告では、原子力機構が計画している埋設処分事業について、(1)研究施設等廃棄物の発生施設や放射能インベントリの特徴と想定しているピット処分及びトレンチ処分施設の構造、(2)埋設処分するための主な性状の廃棄物の受入基準の検討状況、(3)2021年に整備されたウラン廃棄物の埋設処分に係る基準の考え方の内容を紹介した。

High-temperature gaseous reaction of cesium with siliceous thermal insulation; The Potential implication to the provenance of enigmatic Fukushima cesium-bearing material

Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*

ACS Omega (Internet), 7(33), p.29326 - 29336, 2022/08

https://doi.org/10.1021/acsomega.2c03525

Here we report an investigation of the gas-solid reaction between cesium hydroxide (CsOH) and siliceous (calcium silicate) thermal insulation at high temperature, which was postulated as the origin for the formation mechanism of cesium-bearing material emitted from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. A developed reaction furnace consisting of two heating compartments was used to study the reaction at temperatures of 873, 973, and 1073 K. Under the influence of hydrogen-steam atmospheric conditions (H/HO = 0.2), the reaction between cesium hydroxide vapor and solid thermal insulation was confirmed to occur at temperatures of 973 and 1073 K with the formation of dicalcium silicate (CaSiO) and cesium aluminum silicate (CsAlSiO). Water-dissolution analyses of the reaction products have demonstrated their stability, in particular, the CsAlSiO. Constituents similarity of the field-observed cesium-bearing materials near the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants with CsAlSiO suggests for the first time that gaseous reaction between CsOH with calcium silicate thermal insulation could be one of the original formation mechanisms of the cesium-bearing materials.

Identification of carbon in glassy cesium-bearing microparticles using electron microscopy and formation mechanisms of the microparticles

日高 昭秀

Nuclear Technology, 208(2), p.318 - 334, 2022/02

https://doi.org/10.1080/00295450.2021.1929767

福島第一原子力発電所事故時に放出されたガラス状セシウム含有微粒子(タイプA)の生成機構として、著者は、以前、3号機の水素爆発時に、非常用ガス処理系(SGTS)のHEPAフィルタのガラス繊維が溶融し微粒化したことが原因である可能性を指摘した。この仮説が正しければ、ガラス繊維には炭素を含むバインダが塗布され、その近くには活性炭フィルタがあるため、623K以上で自然発火する炭素は、水素爆発の短い加熱期間中に燃焼し切らず、タイプAの中またはタイプAの近くに残っている可能性がある。従来の類似研究は、粒子固定用に炭素テープを用いていたため炭素の同定が困難であった。そこで、本研究では炭素以外のテープと電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)を用いて測定を行った。その結果、タイプAはバインダ由来の炭素を含み、タイプAに付随する非球形粒子やタイプAを覆う被膜には、活性炭フィルタ起源と考えられる炭素を含むことを確認した。この結果は、従来の生成機構では説明できず、著者が提案した仮説によって説明可能である。タイプAの生成機構を決定するのは時期尚早かもしれないが、本情報は生成機構の温度条件を制限するのに有用と考えられる。

Inner structure and inclusions in radiocesium-bearing microparticles emitted in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

奥村 大河*; 山口 紀子*; 土肥 輝美; 飯島 和毅; 小暮 敏博*

Microscopy, 68(3), p.234 - 242, 2019/06

https://doi.org/10.1093/jmicro/dfz004

2011年に起きた福島第一原子力発電所事故により環境中に放射性Cs含有微粒子(CsMP)が放出された。CsMPは事故時に原子炉内で形成されたため、その内部構造や組成は粒子形成時の炉内環境を反映していると考えられる。そこで本研究では、電子顕微鏡(TEM)を用いてCsMPの内部構造を調べた。その結果、いくつかのCsMPではZnやFe, Csが粒子内に不均一に分布していた。またCsMP内部に含有されたサブミクロンの結晶には2価鉄が含まれていたことから、CsMPがある程度還元的な雰囲気で形成されたことが示唆された。さらにCsMPにホウ素は含まれていないことがわかった。

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 2; Fundamental characteristics of half-scale rubber bearings based on static test

深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 杣木 孝裕*; 櫻井 祐*; 正木 信男*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 10 Pages, 2015/07

Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。この積層ゴムの水平及び上下方向の剛性及び減衰定数を把握するために、直径800mmのハーフスケールの積層ゴムを用いて、水平方向の線形限界や上下方向の降伏応力を上回る範囲で試験を実施することとし、その結果と考察を報告する。

Aging deterioration test of seismic isolation applied to fusion experimental reactor

武田 信和; 中平 昌隆; 角舘 聡; 高橋 弘行*; 柴沼 清; 矢花 修一*; 松田 昭博*

Proceedings of 9th World Seminar on Seismic Isolation, Energy Dissipation and Active Vibration Control of Structures (CD-ROM), p.299 - 306, 2005/00

核融合実験炉であるITERは、設計地震動を越える地震に対しても十分なマージンで健全性を確保するために、積層ゴムの使用を計画している。原子力分野での利用においては、25MPaの面圧の使用経験しかなく、ITERのように10MPaに及ぶ高面圧については実績がない。したがって、高面圧の積層ゴムの設計データは十分になく、詳細な特性評価が必要である。経年変化後の耐久試験の結果から、40年の経年変化後にも積層ゴムは400サイクルまでは安全に使用できることが確証された。一方、残留変形は246サイクル目に確認され、これは、剛性のような巨視的な機械的特性が変化するよりも十分に早く残留変形が観測可能であることを意味する。したがって、定期的な目視点検によって破断の徴候を察知することで、供用中の積層ゴムの破断を予防することが可能である。

Development of EC H&CD launcher components for fusion device

高橋 幸司; 石塚 悦男; Moeller, C. P.*; 林田 一徳*; 春日井 敦; 坂本 慶司; 林 健一*; 今井 剛

Fusion Engineering and Design, 66-68, p.473 - 479, 2003/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00076-0

核融合装置用ランチャーの健全性確認のために、ランチャー前方に可動ミラーを設置する先端可動型ランチャーモックアップを製作し、可動ミラー用冷却配管の動作試験及びベアリングの中性子照射効果を調べる試験を行った。何れもITERと同等の条件下で行い、冷却配管の応力は最大で60MPaで許容応力より十分低いことを実証し、また計算結果と合うことも確認した。ベアリング性能に中性子照射の影響もなく、先端可動型の有効性を実証した。後方に可動ミラーを設置する遠隔駆動型ランチャーのモックアップの大電力放射試験を行い、角度0-10において0.5MW-3sec and 0.2MW-10secの放射に成功した。実験中及び実験後に放電や性能劣化は見られず。こちらも有効性を確認した。この結果を基に、実機と同等レベルのランチャーを設計し製作した。

国際熱核融合実験炉(ITER)における高面圧型免震要素の特性評価研究; 小中規模免震要素試験(委託研究)

高橋 弘行*; 中平 昌隆; 矢花 修一*; 松田 昭博*; 大鳥 靖樹*

JAERI-Tech 2001-064, 111 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-064.pdf:8.96MB

国際熱核融合実験炉(ITER)では、建屋基礎盤の面積に比して支持重量が大きく、また配置性の観点から免震要素の個数が制限されるため、7.35MPa~14.7MPa程度の面圧の「高面圧型免震要素」の使用が検討されている。これまでも、原子力施設への免震導入に関して、2.45MPa~4.90MPa程度の面圧を中心に数多くの研究が行われてきたため、高面圧型免震要素に対する設計用のデータは十分に整っているとは言えない。このため、使用される高面圧条件下における積層ゴムの種々の力学特性・強度特性を評価し、設計用データの蓄積を図る必要がある。平成9年度から平成11年度にわたり高面圧型免震要素の特性評価研究として、小中規模の免震要素を中心に試験を実施した。本研究ではこの成果をまとめて報告する。