JP6664639B2 - 放射線遮蔽体 - Google Patents

放射線遮蔽体 Download PDF

Info

Publication number
JP6664639B2
JP6664639B2 JP2016035701A JP2016035701A JP6664639B2 JP 6664639 B2 JP6664639 B2 JP 6664639B2 JP 2016035701 A JP2016035701 A JP 2016035701A JP 2016035701 A JP2016035701 A JP 2016035701A JP 6664639 B2 JP6664639 B2 JP 6664639B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
boron
radiation shield
sample
water
geopolymer
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
JP2016035701A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2017151025A (ja
Inventor
勇 工藤
勇 工藤
小川 徹
徹 小川
末松 久幸
久幸 末松
俊春 寺澤
俊春 寺澤
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nagaoka University of Technology
Original Assignee
Nagaoka University of Technology
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nagaoka University of Technology filed Critical Nagaoka University of Technology
Priority to JP2016035701A priority Critical patent/JP6664639B2/ja
Publication of JP2017151025A publication Critical patent/JP2017151025A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6664639B2 publication Critical patent/JP6664639B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Landscapes

  • Compositions Of Macromolecular Compounds (AREA)

Description

本発明は、ジオポリマーからなる放射線遮蔽体及びその製造方法に関する。
ジオポリマーは、アルミノケイ酸塩を基とした非晶質の無機高分子材料であり、組成の柔軟性、耐熱性、化学的安定性、耐放射線性などの優れた性質を有している。強度もあることから、構造材料の分野では、セメントの代わりとなる材料として注目されている(例えば、特許文献1、2)。また、構造材料の分野に限らず、ジオポリマーを放射能遮蔽材料として用いること(特許文献3)や、ボロン鉱の中性子線遮蔽効果、抗菌効果、抗かび効果及び害虫駆除効果を利用するために、微粒化されたボロン鉱をジオポリマー中に分散させること(特許文献4)なども提案されている。
ジオポリマーは、活性フィラーとしてのアルミナシリカ粉末と、アルカリシリカ溶液から製造される。アルミナシリカ粉末とアルカリシリカ溶液とを混合し養生すると重合反応が進み、固化することでジオポリマーが得られる。なお、原料のアルミナシリカ粉末には、フライアッシュや高炉スラグを用いることができる。また、下水汚泥溶融スラグを原料に用いることも提案されている(特許文献5)。したがって、ジオポリマーは、廃棄物用マトリクスとしても有望視されている。
ところで、現在、福島第一原子力発電所では、燃料デブリの取り出し方法について検討がなされている。しかし、燃料デブリの取出しを行うと内部の配置が変わって再臨界が発生する虞がある。この再臨界を防ぐためには、中性子線を吸収するホウ素の投入が効果的であり、原発事故当時も、原子炉内へホウ素を投入するために、原子炉内に供給される冷却水にホウ酸が注入された。しかし、冷却水にホウ酸を注入する場合、冷却水のループには漏れがあって冷却水の一部は汚染水として流出するため、時間とともに冷却水中のホウ素の濃度が低下してしまうという問題があった。また、ホウ素は毒性を有するため、ホウ素を含んだ冷却水が流出すると環境汚染の問題も生じる。したがって、冷却水中にホウ酸を注入する方法は好ましくなく、冷却水中に溶け出さない状態でホウ素を炉内に配置する方法が必要とされていた。
特開2012−116677号公報 特開2008−239446号公報 特開2015−81872号公報 特開2014−125375号公報 特開2010−143774号公報
そこで、本発明は、冷却水中に溶け出さない状態でホウ素を炉内に配置するために用いることのできる、新規の放射線遮蔽体及びその製造方法を提供することを目的とする。
本発明者らは、上記の課題を解決するために、ジオポリマーにホウ素を添加することについて着目した。そして、本発明者らは、鋭意検討した結果、アルミノケイ酸塩からなる非晶質のジオポリマー中のアルミニウムをホウ素に置換することで、優れた中性子線遮蔽効果を有する放射線遮蔽体が得られることを見出し、本発明に想到した。
なお、ジオポリマー中に微粒化されたボロン鉱を分散させることは知られている(特許文献4)が、ボロン鉱が分散しているためにジオポリマーそのものと比較して強度が劣り、ジオポリマーの表面に露出したボロン鉱から水中にホウ素が溶け出す虞もあった。また、その中性子線遮蔽効果も明らかにされていなかった。
本発明の放射線遮蔽体は、アルミノケイ酸塩からなる非晶質のジオポリマーのアルミニウムがホウ素に置換された構造を有することを特徴とする。
また、ホウ素の含有量が、0.5〜10質量%であることを特徴とする。
また、略球形に成形されたものであることを特徴とする。
また、多孔質であることを特徴とする。
また、シート状に成形されたものであることを特徴とする。
また、粉末状であることを特徴とする
本発明の放射線遮蔽体によれば、冷却水中に溶け出さない状態でホウ素を炉内に配置するために用いることができ、効果的に中性子線やガンマ線を遮蔽することができる。
放射線遮蔽体の試料の作製手順を示すフロー図である。 放射線遮蔽体の試料のXRD回折図形である。 放射線遮蔽体の試料の中性子線遮蔽能力の計算結果を示すグラフである。 放射線遮蔽体の試料のガンマ線遮蔽能力の計算結果を示すグラフである。
本発明の放射線遮蔽体は、アルミノケイ酸塩からなる非晶質のジオポリマーのアルミニウムがホウ素に置換された構造を有するものである。本発明の放射線遮蔽体は、活性フィラーとしてのアルミナシリカ粉末と、アルカリシリカ溶液と、ホウ素源としての硼砂又は酸化ホウ素とから製造される。アルミナシリカ粉末と、アルカリシリカ溶液と、硼砂又は酸化ホウ素とを混合し養生すると重合反応が進み、固化することで本発明の放射線遮蔽体が得られる。このとき、ホウ素源から添加されるホウ素の量に応じて、アルミナシリカ粉末から添加されるアルミニウムの量を調整し、添加されるホウ素とアルミニウムの合計モル数を、ホウ素を添加しない場合のアルミニウムのモル数と同じにすることで、原料が無駄なく利用される。そして、ホウ素は、重合反応の際にアルミニウムの代わりにジオポリマーの構造内に取り込まれ、ジオポリマーのアルミニウムの一部がホウ素に置換された構造となる。このように、ホウ素は化学反応によりジオポリマー構造に取り込まれているため、本発明の放射線遮蔽体を水中に配置した場合にホウ素が水中に溶け出す虞はない。
ここで、原料のアルミナシリカ粉末には、メタカオリンとシリカフュームを混合したものが好適に用いられる。シリカフュームの代わりに、二酸化ケイ素を含有するフライアッシュ、高炉スラグ、下水汚泥などを用いてもよい。
また、アルカリシリカ溶液には、ケイ酸カリウム溶液、水酸化カリウム、水を混合したものが好適に用いられる。ケイ酸カリウム溶液の代わりにケイ酸ナトリウム溶液(水ガラス)を用いてもよく、水酸化カリウムの代わりに水酸化ナトリウムを用いてもよい。
本発明の放射線遮蔽体を中性子線遮蔽体として用いる場合、ホウ素源としての硼砂又は酸化ホウ素は、最終的に得られる放射線遮蔽体中のホウ素の含有量が、0.5〜10質量%となるように添加することが好ましい。0.5質量%よりも少ないと、十分な中性子線遮蔽効果が得られない虞があり、10質量%を超えてもそうでない場合と比較して中性子線遮蔽効果の向上があまり期待できないためである。なお、本発明の放射線遮蔽体をガンマ線遮蔽体として用いる場合も、ホウ素の含有量が0.5〜10質量%のときに良好なガンマ線遮蔽効果を示す。
本発明の放射線遮蔽体は、固化させるときの型の形状を適宜選択することにより、用途に応じた様々な形状に容易に成形することができる。
例えば、略球形に成形すれば、配管中を転がして、本発明の放射線遮蔽体を炉内に配置することができる。また、シート状、粉末状などに成形して、配管などを通じて炉内に配置することも可能である。さらに、水に浮かぶように多孔質に成形してもよい。多孔質に成形する場合は、原料にケイ素粉末などの発泡剤を混合すればよい。
このように、本発明の放射線遮蔽体は、冷却水中に溶け出さない状態でホウ素を炉内に配置するために用いることができる。
また、取出し後の燃料デブリを廃棄物として保管する際にも、本発明の放射線遮蔽体をそれぞれの廃棄物の周りを囲みように配置することで、廃棄物同士の間隔を狭めることができ、その結果、廃棄物の保管スペースを削減することができる。また、水害などの原因により廃棄物の保管場所に中性子の減速材である水が浸入した場合でも、再臨界を防止することができる。
このように、燃料デブリの保管中に使用するためには、耐放射線性に加え、燃料デブリの崩壊熱による発熱があることから耐熱性も求められるが、本発明の放射線遮蔽体は、ジオポリマーの構造を有しており、耐放射線性と耐熱性の両方に優れていることから、燃料デブリの保管のためにも好適に用いることができる。
また、本発明の放射線遮蔽体は、コンクリートとは異なり、加熱して内部の水分を脱水しても構造が壊れないため、脱水後のものを放射線遮蔽体として用いた場合には、水の放射線分解による水素発生を防止することができ、それにより爆発や火災の危険性をなくすことができる。
さらに、原子炉の格納容器において、水の層でガンマ線を遮蔽するには、格納容器の漏水対策をしなければならないが、事故後の格納容器には水漏れの可能性を持つ箇所が多数に上るため、そう簡単ではない。このように水漏れが懸念される場合においても、本発明の放射線遮蔽体は、水と同等以上のガンマ線遮蔽効果を有するため、本発明の放射線遮蔽体を格納容器に投入することにより、効果的にガンマ線を遮蔽することができる。また、本発明の放射線遮蔽体を、開気孔を有する多孔質とし、開気孔から水を含浸させることによっても、水と同等以上のガンマ線遮蔽効果が得られるので、放射線遮蔽体を製造するための原料を節約することもできる。多孔質にした場合は、格納容器への投入後に放射線遮蔽体への水かけを継続して行うことによって、一定のガンマ線遮蔽効果を維持することができる。
以下、本発明の放射線遮蔽体について具体的に説明する。なお、本発明は以下の実施例に限定されるものではなく、種々の変形実施が可能である。
<試料の作製>
メタカオリン(Al・2SiO)、シリカフューム(商標名:マイクロシリカ)(SiO)、水酸化カリウム(KOH)、ケイ酸カリウム(KSiO)を基本配合とし、基本配合にホウ素源(硼砂(BNa・10HO)又は酸化ホウ素(B))を添加した。ホウ素量は試料中に含まれるAlに対してモル比で50%、100%を置換するように添加し、或いは、ホウ素源が原料中の10質量%又は25質量%となるように調整した。試料を温度条件25℃又は70℃にて養生し固化した。
試料の具体的な作製手順は、以下のとおりとした。なお、作製手順を図1に、原材料の仕込み量と作製条件の一覧を表1に示す。サンプルNo.001−25、001−70は、ホウ素源を添加していないジオポリマーの基本配合である。
(a)ケイ酸カリウム、水酸化カリウム、純水を混合したアルカリシリカ溶液を作製した。
(b)メタカオリン、シリカフューム(商標名:マイクロシリカ)、硼砂または酸化ホウ素を混合し、ふるいにかけた。
(c)上記(b)で混合した粉を、数回に分けて(a)のアルカリシリカ溶液に入れ、混合した。このとき発熱を伴うため、氷水で混合物を冷却しながら混合した。
(d)混合したものを円筒形の型(φ38.0×61.5mm)に30ml流し込み、所定の温度(25℃又は70℃)で養生し、固化させた。
(e)水分が抜けていくため、時間の経過と共に質量が減少した。質量変化が落ち着いたところで測定を行った。
<分析>
調製した試料について、嵩密度の測定、XRD(X線回折)、溶解試料のICP−AES(誘導結合プラズマ発光分光)分析を行った。嵩密度については固化後随時、XRDと溶解試料のICP−AES分析については、固化後十分に時間が経過し質量が一定となってから測定を行った。
(1)嵩密度の測定
固化した試料の直径及び高さと質量より嵩密度を算出した。
嵩密度は、養生時間の経過とともに水分が蒸発することにより減少し、1.0〜1.7g/cmの範囲であった。養生温度については、25℃のときよりも70℃のときの方が嵩密度は低く、質量が一定となるまでの時間も短くなる傾向が見られた。
(2)XRD
固化した試料を乳鉢ですり潰し、紛体を測定し、析出物の有無を調べた。
Cu−Kαを用いたXRD回折図形は、図2に示すように、ジオポリマー特有の2θ=27〜29°にブロードなピークを示すものであった。析出物はなく、原料の結晶は試料作製中に完全に溶解しており、ジオポリマーのアルミニウムがホウ素で置換された構造を有していることが確認された。
(3)ICP−AES分析
70℃で養生を行った試料について、原材料の仕込み量をもとに、最終的に水分量が試料全体の5質量%まで減少するのもとして、含有するホウ素量の算出を行った。そして、一部の試料について、酸とマイクロ波加熱により溶解してICP−AES分析でホウ素量の測定を行った。その結果を表2に示す。
算出したホウ素量とICP−AES分析によるホウ素量はほぼ一致し、添加されたすべてのホウ素が試料内に保持されていることが確認された。
<中性子遮蔽能力の検証>
モンテカルロ計算コードPHITS(T. Sato, et al., Particle and Heavy Ion Transport Code System PHITS, Version 2.52, J. Nucl. Sci. Technol. 50:9, 913-923 (2013))を用いて、アルミニウムがホウ素で置換された本発明のジオポリマーの中性子線遮蔽能力の検証を行った。なお、保守的に計算を行うため、ジオポリマーの組成は、水分の蒸発による相対的なホウ素量の増加は考慮せず、原材料の仕込み量から推定したものを用いた。一方、密度は固化、脱水後に測定した嵩密度を用いた。その結果を図3に示す。
作製した試料の中で、ホウ素を約4質量%含有するもの(サンプルNo.102−70)が最も優れた中性子線遮蔽効果を示し、厚さ35cmで中性子線を1/100以下に、厚さ50cmでは中性子線を1/1000以下に減衰させる性能を有することが分かった。また、ホウ素を約1質量%含有する試料(サンプルNo.109−70)も、ほぼ同様の優れた性能を示すことが分かった。
一方、これらよりもホウ素量が多く、ホウ素を約10質量%含有する試料(サンプルNo.206−70)も優れた性能を有するものの、ほかの試料よりも中性子線遮蔽効果がやや低いことが確認された。したがって、ホウ素量が多いほど良いというわけではなく、最適な含有量が存在することが分かった。
<ガンマ線遮蔽能力の検証>
上記のモンテカルロ計算コードPHITSを用いて、エネルギー662keVのガンマ線(Cs−137の放射線に相当)遮蔽能力の検証を行った。ジオポリマーの組成、密度の条件は、中性子線遮蔽能力の検証時と同様とした。また、比較のため、水についても検証を行った。その結果を図4に示す。
作製した試料の中で、ホウ素を約4質量%含有するもの(サンプルNo.102−70)が最も優れたガンマ線遮蔽効果を示した。また、ホウ素を約1質量%含有する試料(サンプルNo.109−70)と、ホウ素を約10質量%含有する試料(サンプルNo.206−70)も、水と同程度の優れた性能を示すことが分かった。
したがって、本発明の放射線遮蔽体は、水と同程度かそれ以上のガンマ線遮蔽効果を有することが確認された。

Claims (6)

  1. アルミノケイ酸塩からなる非晶質のジオポリマーのアルミニウムがホウ素に置換された構造を有することを特徴とする放射線遮蔽体。
  2. ホウ素の含有量が、0.5〜10質量%であることを特徴とする請求項1記載の放射線遮蔽体。
  3. 略球形に成形されたものであることを特徴とする請求項1又は2記載の放射線遮蔽体。
  4. 多孔質であることを特徴とする請求項1〜3のいずれかに記載の放射線遮蔽体。
  5. シート状に成形されたものであることを特徴とする請求項1又は2記載の放射線遮蔽体。
  6. 粉末状であることを特徴とする請求項1又は2記載の放射線遮蔽体。
JP2016035701A 2016-02-26 2016-02-26 放射線遮蔽体 Active JP6664639B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2016035701A JP6664639B2 (ja) 2016-02-26 2016-02-26 放射線遮蔽体

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2016035701A JP6664639B2 (ja) 2016-02-26 2016-02-26 放射線遮蔽体

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2017151025A JP2017151025A (ja) 2017-08-31
JP6664639B2 true JP6664639B2 (ja) 2020-03-13

Family

ID=59740736

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2016035701A Active JP6664639B2 (ja) 2016-02-26 2016-02-26 放射線遮蔽体

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP6664639B2 (ja)

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB8819260D0 (en) * 1988-08-12 1988-09-14 Exxon Chemical Patents Inc Zeolite l preparation
EP1971562B1 (en) * 2005-12-06 2015-03-18 James Hardie Technology Limited Method of manufacture of shaped geopolymeric particles
US20100258751A1 (en) * 2007-06-20 2010-10-14 Colorado Seminary, Which Owns And Operates The University Of Denver Borated Concrete-Rubber
FR2922543B1 (fr) * 2007-10-18 2011-10-14 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'un geopolymere a porosite controlee, le geopolymere ainsi obtenu et ses differentes applications
JP2014125375A (ja) * 2012-12-26 2014-07-07 Nippon Concrete Ind Co Ltd ジオポリマ硬化体およびその製造方法
US20140225039A1 (en) * 2013-02-11 2014-08-14 Industrial Technology Research Institute Radiation shielding composite material including radiation absorbing material and method for preparing the same
JP2015081872A (ja) * 2013-10-24 2015-04-27 国立大学法人 名古屋工業大学 放射能遮蔽材料およびそれを用いた放射能遮蔽版の製造方法

Also Published As

Publication number Publication date
JP2017151025A (ja) 2017-08-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
TW201019347A (en) Waste storage vessels and compositions therefor
Kanagaraj et al. Recent developments of radiation shielding concrete in nuclear and radioactive waste storage facilities–a state of the art review
Pyo et al. Magnesium potassium phosphate cements to immobilize radioactive concrete wastes generated by decommissioning of nuclear power plants
JP2015231610A (ja) 汚染水の処理方法
Cantarel et al. Geopolymers and their potential applications in the nuclear waste management field-a bibliographical study
Kononenko et al. Immobilization of NPP evaporator bottom high salt-bearing liquid radioactive waste into struvite-based phosphate matrices
Kim et al. Effect of Si/Al molar ratio and curing temperatures on the immobilization of radioactive borate waste in metakaolin-based geopolymer waste form
Vance et al. Geopolymers for nuclear waste immobilisation
KR20100133089A (ko) 방사성 희토류 산화물이 함유된 세라믹 고화체의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 밀도, 열적 안정성 및 내침출성이 향상된 세라믹 고화체
Vance et al. Development of geopolymers for nuclear waste immobilisation
Frahat et al. Innovative shielding solutions by geopolymer paste and fly ash as effective substitution of cement materials for sustainable protection
JP6664639B2 (ja) 放射線遮蔽体
Florez et al. Calcium silicate phosphate cement with samarium oxide additions for neutron shielding applications in nuclear industry
KR20170089042A (ko) 첨가제-함유 알루미노보로실리케이트 및 그 제조방법
CN109748567A (zh) 一种中低放射性废树脂磷铝酸盐水泥基固化基材
Ghattas et al. Cement-polymer composite containers for radioactive wastes disposal
JP2022062487A (ja) 放射性廃棄物固化用のジオポリマー組成物
JP2006275645A (ja) 放射線遮蔽材
Olkhovyk et al. Corrosion resistance of Chernobyl NPP lava fuel-containing masses
Elshazli et al. Degradation mechanisms in overpack concrete of spent nuclear fuel dry storage systems: A review
Bingham et al. Glass development for vitrification of wet intermediate level waste (WILW) from decommissioning of the Hinkley Point ‘A’site
KR102255388B1 (ko) 방사성 핵종의 고형화 방법
RU2529496C2 (ru) Состав для отверждения жидких радиоактивных отходов
Hamodi et al. Immobilization of spent ion exchange resin arising from nuclear power plants: an introduction
JP7506859B2 (ja) 廃棄体

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20190205

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A821

Effective date: 20190205

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20191016

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20191029

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20191216

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20200114

RD02 Notification of acceptance of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422

Effective date: 20200124

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20200127

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6664639

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250