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槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎
JNC TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04
JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB
本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
小松 征彦*; 和田本 章*; 浅尾 真人*
JNC TJ8420 2000-003, 99 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-003.pdf:5.47MB
高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)には、ハル等の廃棄物を収納した容器が投棄貯蔵されている。HASWSには、投棄された廃棄物を再度取り出す設備が設置されていないため、将来的に廃棄物を取り出す際には、設備を設置する必要がある。本報告では、原子力関連施設に限定せず、国内外で実績のある類似施設および広く工業的に用いられている技術で適用可能と考えられる装置を調査した。その結果を基にHASWSの取出装置に要求される技術要件と比較し、その適用性を検討した。この結果、国内外でHASWSに類似した施設及び全ての技術要件を満たす装置は見つからなかった。HASWSに取出装置を設置するためには、既存技術の改良あるいは建家の改造が必要であることがわかった。また、HASWSの取出装置に要求される既存技術適用のための開発課題及び建家の改造項目を抽出した。
菅谷 敏克; 中野 朋之; 宮崎 仁; 飛田 祐夫
PNC TN9420 94-015, 80 Pages, 1994/07
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内における新型動力炉開発に係わる照射後試験等の試験、研究業務で発生する放射性固体廃棄物の低線量化、高減容化処理を行うことを目的として、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。LEDFの処理対象廃棄物としては、センターの各施設から発生する大型固体廃棄物の他、現在「高レベル
固体貯蔵施設」に金属密封缶の状態で保管されている「高線量固体廃棄物」がある。本報は、LEDFの廃棄物処理工程検討に資するため、廃棄物の移動・運搬技術と開缶に関する技術の現状について調査を行ったものである。移動・運搬技術の調査では、一般産業界における移動・運搬技術や使用機器についての実情や動向、また原子力業界の利用状況についての調査を行った。また、開缶技術の調査では、現在使用されている金属密封缶をモデルに原子力業界及び産業界において缶を開けるために使用されている装置、及び利用可能な切断技術や方法について調査を行った。
菅谷 敏克; 宮崎 仁; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC TN9420 94-010, 103 Pages, 1994/04
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内で発生する汚染大型廃棄物は、WDFにて解体した後、規定のサイズの缶に収められ、「中央廃棄物処理場」に払いだされる。近年廃棄物発生量がWDFの処理能力を超え、このままでは施設の運転に支障をきたすことが予想されており、センター内廃棄物管理を効率的に行うため、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。本計画の推進にあたっては、WDFの大型固体廃棄物処理機能をLEDF計画の中で有効利用することの是非は重要な課題であり内部検討の他、外部委託を含む検討を実施した。この結果、LEDFをWDFに併設してWDFの処理機能を活用するためには、WDFの改造を施したとしても処理能力不足、処理停止期間、廃棄物発生量等課題も多く対応も困難であることこから、LEDF計画の中でWDFを活用していくことは得策ではないとの結論に達した。また、本結論については、平成6年3月の第8回廃棄物問題調整委員会で報告された。
山本 多平; 堂野前 寧; 会川 英昭; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC TN9420 94-011, 154 Pages, 1994/03
「常陽」廃棄物処理建家は、更新廃棄物処理施設の完成に伴い、平成6年10月頃に運転の切替えを行う予定である。運転切替え後、廃棄物処理建家は運転を停止することになるため、長期に渡る安全な維持管理を行う必要がある。その為、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を行い、可能な限り線量当量率の低減を図ることが望ましい。本調査は、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を、限られた期間に効果に実施するため、系統ごとの除染方法等について具体的に提示したものである。調査の主な結果を以下に示す。(1)除染すべき除染対象物が特定できた。(2)系統除染の具体的な配管取合いが、設定できた。(3)現在の廃液処理機能を有効に利用できる除染方法(高圧ジェット、水循環及びエアブロー、希硝酸除染)が選定できた。(4)これらの除染を行うことにより、廃棄物処理建家の設計基準値(80
SV/H) 以下に低減できる見通しが得られた。
9日、動燃東海事業所にて開催)-高放射性廃液固化研究報告-捧 賢一; 二村 浩尓; 大内 仁
PNC TN8100 94-003, 337 Pages, 1994/02
動燃事業団と独KfKとの間に結ばれている高レベル廃棄物管理における協定の一環として、ガラス固化技術を中心とする廃棄物管理に関する会議が1993年12月7日から9日までの3日間、東海事業所において開催された。本資料は、第12回PNC/KfK高レベル廃棄物管理会議報告書(1/2)-会議PNC PN8100 94-002の別冊資料集として、発表に用いたOHP資料をとりまとめたものである。
9日,動燃東海事業所にて開催)-高放射性廃液固化研究報告-財津 知久*; 吉岡 正弘; 五十嵐 寛; 河村 和広; 捧 賢一; 二村 浩尓; 大内 仁
PNC TN8100 94-002, 104 Pages, 1994/02
動燃事業団と独KfKとの間に結ばれている高レベル廃棄物管理における協定の一環として、ガラス固化技術を中心とする廃棄物管理に関する会議が1993年12月7日から9日までの3日間、東海事業所において開催された。KfK側からはドイツにおける廃棄物管理状況、WAK廃液ガラス固化プラントの設計、ガラス溶融炉(K-6'、ESM運転における白金族元素挙動、ガラス溶融炉からオフガスへの元素移行、プロセス運転の制御システム、ガラスレベル検出方法、ガラス固化体品質保証について紹介があった。PNCからはTVFコールド試運転、白金族元素の挙動、熱流動解析、品質保証、新技術の概要等を紹介した。討論における双方の関心は、主にガラス溶融炉運転における白金族元素の挙動および品質保証であった。特にKfK側はTVFの施設および試運転結果に高い関心を示した。また会議の中でKfK一行はTVF施設を見学した。会議では発表に用いたOHP資料および最近の報告書および論文等を交換した。とくにKfKからはK-6'メルタの19901993年の試験結果をまとめた400頁余りの報告書が提供された。
中野 朋之; 飛田 祐夫
PNC TN9420 92-008, 119 Pages, 1992/06
大洗工学センター各施設から発生する放射性固体廃棄物及び放射性液体廃棄物に効果的に管理し、センター内の研究開発及び施設運転の円滑な推進に資するため、平成3年末までの廃棄物処理・貯蔵の実績と平成4年度の廃棄物月別発生予定量と平成4年度以降10年間の廃棄物発生量を予測し、その処理・貯蔵推移から今後の課題と対応について整理した。平成4年度以降の廃棄物発生量の予測については、平成4年1月31日発信の業連3(環技)257で各部門に依頼し、平成4年4月1現在においてすでにプロジェクトが決定しているものを集約してとりまとめたものである。その結果、中央廃棄物処理場(以下「中廃」という)内貯蔵施設の満杯や、MK-3計画や施設のデコミ等によりWDFで処理不可能な大型機器の廃棄物(以後「超大型廃棄物」という)の増大と処理方法の確立されていないため「中廃」へ搬出できない廃棄物(以後「未処理廃棄物」という)の施設内貯蔵量の増加等の課題が生じてきた。このために、各施設への軽減が必要である。なお本報は、今後の事業計画の進展に伴い廃棄物発生者側と受入者側(環境技術課)が計画的に廃棄物の管理が出来るように毎年度見直しを図らっていくこととする。
廃棄物等減容処理施設の設計調査山崎 純*; 関 貞雄*; 福田 五郎*
PNC TJ9409 91-001, 164 Pages, 1991/02
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センターで発生する高線量固体廃棄物は,現在23重のステンレス製の缶に密封収納後,日本原子力研究所大洗工学研究所廃棄物処理場の高レベル固体廃棄物貯蔵施設に保管されている。しかしこの施設は,現在の貯蔵量と今後の発生量から推定すると平成8年ごろ満杯となるため,既貯蔵廃棄物の減容等により貯蔵能力の拡大化を図る必要がある。本報告書はこれを受けて,現在保管中の高線量固体廃棄物,あるいは今後発生する廃棄物の量,性状等を調査予測を行い,処理量に見合った合理的処理プロセス等に係わる設計調査を行い,その結果をまとめたものである。特に本設計調査では発生源から送られてくる固体廃棄物の減容処理の効率化等に重点をおいた検討を行い運転性,保守性,安全性,開発度,経済性等の面も加味した検討を行った。
角田 直己; 佐々木 憲明; 永木 裕
PNC TN841 80-22, 104 Pages, 1980/04
高レベル放射性廃液を,ガラス固化体に交換するプロセスにおいて,前処理方法としての流動床仮焼法の技術的評価を行う目的で,内径4インチの小型流動床仮焼装置を用いて,模擬廃液の仮焼試験を行った。試験ではまず,動燃再処理工場で発生する高レベル放射性廃液の組成を,ORIGENコードを用いて推定し,その値から模擬廃液を合成した。次いで,主要な化合物についての熱分析や模擬廃液のルツボ仮焼により,仮焼の特性を把握した後,流動化を阻害するNaNO/SUB3の影響を除くために,種々の添加物について効果を調べた。模擬廃液の仮焼試験は(1)造粒法(2)飛び出し法(3)コーディング法の3方法について,主に仮焼炉の操作性や運転条件を把握することを目標として行った。その結果,溶融シリカを流動媒体とし,添加物として硝酸アルミニウムを用いるコーディング法が最も優れていることがわかった。なお,仮焼試験に先だち,各種の流動媒体の流動性を,ガラス製流動化試験装置により把握した。装置上の問題点としては,(1)廃液スプレーノズルの閉塞(2)オフガス中の微粉の処理(3)仮焼炉からの流動媒体抜き出しラインの閉塞が重要であり,ホットセル内での自動遠隔運転や保守に対して技術開発を要することを指摘した。
権田 浩三; 根本 剛; 安 正三*; 宮地 茂彦*
PNC TN841 78-60, 29 Pages, 1978/11
小型試験設備(Operation Testing Laboratory)の試験用燃料受入装置および廃棄物搬出装置について概要を記述する。本資料は,せん断試験用燃料片の受入装置,溶解液の受入装置,廃溶媒の取出装置,その他試験セル内で発生する高放射性固体廃棄物の搬出等について述べ,将来,再処理施設以外の施設からの試験用燃料片の受入あるいは他施設への高放射性廃液運般のための参考とするものである。