Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
吉井 文男; 久米 民和
JAERI-Conf 2003-016, 185 Pages, 2003/10
JAERI-Conf-2003-016.pdf:14.49MB
「アジア原子力フォーラム(FNCA2002)電子加速器利用ワークショップ -液体試料照射システム-」が、文部科学省の主催、日本原子力研究所及び日本原子力産業会議の協賛により、2002年12月16日(月)
20日(金)に高崎研究所で開催された。本ワークショップには、中国,インドネシア,韓国,フィリピン,タイ,ベトナムの外国人13名、日本からは電子加速器利用の専門家など40名が参加した。本ワークショップでは、電子加速器を用いた廃水処理についての招待講演を含め、電子線照射システムや設計・コスト評価に関する18の報告が行われた。FNCA参加国から興味が示された低エネルギー電子加速器の応用分野は、液体,フィルム及び粒体であり、さらにガス及び廃水処理を加えることとなった。また、各国の要望に基づき3年間の活動計画の見直しを行い、2003年度は予定通りマレーシアでフィルムなどの固体照射に関するワークショップを行い、2004年はガス(中国)または水(韓国)についての開催を検討することが合意された。本論文集は、これら各発表者からの投稿原稿を収録したものである。
福士 圭介*; 佐々木 美和*; 佐藤 努*; 柳瀬 信之; 天野 光; 池田 穂高*
Applied Geochemistry, 18(8), p.1267 - 1278, 2003/08
被引用回数：220 パーセンタイル：95.91(Geochemistry & Geophysics)西ノ牧廃鉱山では、鉱滓周辺の水は酸性でヒ素を多く含んでいる。しかし、下流のヒ素濃度は自然に減少する。このような自然浄化の機構を研究するために、河川水と沈殿物を採取した。試料はXRD, IR, ICP-MS及びイオンクロマトにより分析した。沈殿物については選択的抽出法による分析も行った。得られた結果を地球化学コードによる解析結果と比較検討した。パイライトとリアルガーの酸化により放出されたFe(II)は、バクテリアの酸化作用によりFe(III)となりシュベルトマナイトを生成する。シュベルトマナイトのような水酸化鉄はヒ素に対して大きい収着能を示す。この反応により下流の河川水中ヒ素濃度はバックグラウンドレベルまで下がり、沈殿物のヒ素濃度は60mg/gまで上昇する。したがって、ヒ素はシュベルトマナイトの生成により効果的に河川水から除去され自然浄化されることがわかった。
古川 登; 近藤 利幸; 木村 之彦*
JNC TN8440 2001-024, 210 Pages, 2001/08
JNC-TN8440-2001-024.pdf:24.99MB
本書は、将来、アスファルト固化体を地中処分することを前提にした、廃棄体技術基準の整備に向けた調査に反映させるため、固化体中の核種インベントリー、代表的な固化体選定に必要な過去のキャンペーンのグループ化、処分検討時の情報提供等、貴重な情報源として活用することを目的に作成した。作成にあたっては、施設の工程、固化体の組成、貯蔵実績などの固化体製作概要、過去のキャンペーンの試験内容、トピックスを基に製作された固化体の特性や放射性ヨウ素の放出低減化、放射性炭素の施設内移行挙動などを含め、過去の試験・運転内容等の履歴を包括的に把握できるように開発運転履歴をまとめ、今後の処分の動向を見据えた構成とした。アスファルト固化処理施設は、1982年4月(昭和57年)からコールド試験を開始し、5月4日よりホット試験、10月6日より固化処理技術開発運転を開始し、1997年3月11日(平成9年)の火災爆発事故に至るまでの期間(16年間)で、低レベル放射性濃縮廃液を7,438m3処理し、29,967本のアスファルト固化体を製作した。事故により、アスファルト固化処理施設は使命を閉じるに至ったが、15年間で製作したアスファルト固化体は、将来の処分を検討する上で貴重な情報、データを保持しているとともに、処理技術とともに後世に継承する必要がある。なお、試験・運転により製作した固化体ドラム毎のS/B比、放射性核種濃度等に係るデータ類に関しては、「アスファルト固化体の製品データ集」として別冊にまとめたので、本書と対で活用されたい。
技術協力課*
JNC TN1400 2001-013, 70 Pages, 2001/08
JNC-TN1400-2001-013.pdf:5.13MB
機構は、機構が取り組む研究開発プロジェクトに関する基礎・基盤的研究を大学及び研究機関(以下「大学等」という。)と研究協力を図り進めている。本報告書は、平成12年度に実施した大学等との共同研究14件の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、本報告書には、核燃料サイクル公募型研究及び先行基礎工学研究により進めている大学等との共同研究については除いている。
小林 師; 村田 栄一*; 澤幡 佳和*; 斎藤 晶*
JNC TN8430 2001-002, 43 Pages, 2001/02
JNC-TN8430-2001-002.pdf:1.98MB
現在、東海再処理施設内で建設計画を進めている低放射性廃棄物処理技術開発施設(以下LWTF)の液処理系プロセスでは、低放射性廃液中の塩(NaNO3等)と放射性核種を分離し、それぞれ「硝酸塩蒸発固化体」、「スラリー蒸発固化体」として保管・貯蔵される。このプロセスにより、従来の「アスファルト固化法」に比べ、大きな減容比を得ることができる。本報では、このLWTF液処理系プロセスと同様の処理を工学規模の装置を用いて行い、過去の基礎試験結果から得られたLWTF運転上の設定値との比較を行った。その結果、LWTF液処理系プロセスにおける「ヨウ素不溶化・プレフィルタろ過工程」、「限外ろ過(I)工程」、「前処理工程」、「共沈・限外ろ過(II)工程」、「共沈・限外ろ過(III)工程」のそれぞれの工程において、LWTF運転上の設定値が妥当であることを確認した。
実方 秀*; 新津 好伸*; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 黒沢 明
JNC TN8410 2001-002, 66 Pages, 2000/12
JNC-TN8410-2001-002.pdf:2.03MB
再処理施設から発生する高放射性廃液(High Active Liquid Waste:以下HALWと略記)中の微量プルトニウム分析法として、従来の吸光光度法よりも低濃度域における測定に優れ、査察側検認分析法としての応用が期待される高感度吸光光度法(High Performance Spectrophotometry:以下HPSPと略記)を検討した。コールド試験では、プルトニウム代替物質としてプルトニウム(VI)の吸収波長近傍に吸収ピークを示すネオジムを用いてピーク強度算出方法の検討を行ったところ、3波長法が本法において有効であった。硝酸プルトニウム溶液の測定では、011mgPu/Lにおいて信号強度との間に良好な直線関係を有することがわかった。さらに実際のHALWの組成を模擬してマトリクスを複雑にした溶液(模擬HALW)にプルトニウムを添加した試料の測定を行ったところ、同様に011mgPu/Lについて良好な直線関係が得られた。また、HALWにプルトニウムを標準添加した場合も同様に良好な直線関係が得られた。本法は、サンプル中の硝酸濃度、スラッジ及び共存元素による影響を受けることから、それぞれの依存性について調査したところ、硝酸濃度24mol/Lで測定値が約14%変動することがわかった。またスラッジについては、ろ過による除去が必要であり、共存元素については光学調節によるベーススペクトルのバランス調整によって影響を排除することができた。低濃度プルトニウム試料を測定する場合については、ピーク強度とノイズ成分の比(S/N比)が相対的に小さくなることから、積算平均化法、単純移動平均法、フーリエ解析法によるスペクトルのS/N比向上を検討した。検討結果から、積算平均化法と単純移動平均法を組み合わせて用いることが本法の特性上最適であり、硝酸プルトニウム溶液測定時における検出限界値は0.07mgPu/Lとなった。また、プルトニウム含有模擬HALW溶液を測定した時の検出限界値は0.2mgPu/Lであった。さらに、実際のHALWを用いた場合についても、検出限界値は0.2mgPu/Lであることが予想される。
片桐 裕実; 篠原 邦彦; 渡辺 均; 仲田 勲; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 中野 政尚; 森澤 正人*
JNC TN8440 2000-003, 93 Pages, 2000/08
再処理施設から海洋へ放出される低レベル液体廃棄物による東海地先海域における放射能レベルの変動を詳細に把握するため、放出口を中心とした一定海域において海水中の全
放射能濃度、3H放射能濃度及び137Cs放射能濃度調査を実施した。サイクル機構再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県の要請に基づき、1978年(昭和53年)7月から実施している。その結果、再処理施設排水に起因すると思われる放射能濃度の上昇は観測されなかった。また、1978年以降22年間にわたる環境影響詳細調査について検討した結果、再処理施設排水による海域全体の放射能レベルの変動は見られなかった。
鈴木 和彦*; 島田 行恭*
JNC TJ8400 2000-052, 136 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-052.pdf:4.16MB
HAZOP(Hazard and Operability Study)は多くのプラント、プロセスの安全評価に利用され、その有用性が認められている。しかし、解析には多くの時間と労力を要するという問題があり、計算機により自動化する研究が行われている。昨年度研究報告書では、プラント構成要素の異常の因果関係を記述するための要素異常基本モデルを提案し、異常伝播構造の情報を考慮に入れた安全評価支援システムを開発した。システムの開発にはGUI(Graphical User Interface)に優れたオブジェクト指向開発ツールであるG2を用いた。このシステムを高放射性廃液濃縮工程の安全評価に適用し、有用性を示した。本研究では、より詳細な解析結果を得られるようにするために、HAZOP解析システムの解析能力を向上させることを目的とする。昨年度提案した要素異常基本モデルを利用し、プラント構成要素単位の異常伝播とプラント規模の異常伝播を考慮したHAZOP解析を行う。さらに、複数の物質を処理する装置を対象とした影響解析、原因解析を詳細に行うことのできるHAZOP解析システムを構築する。知識ベースに物質情報を新たに加え、複数の物質に対するHAZOP解析を行うことで、様々なプラントを解析することが可能となる。本研究で提案したHAZOP解析システムを用いて、再処理プラントの高放射性廃液濃縮工程を対象とした安全評価を実施し、その有用性を示す。
新井 英彦
放射線と産業, (82), p.22 - 25, 1999/06
近年、有害物質や環境ホルモンによる水環境汚染が大きな問題となっている。これらの物質の汚染濃度はppbレベルのものもあり、従来の水処理技術では十分な対応が困難となっている。放射線による水処理技術は、この問題を解決する一つの方法と考えられ、最近、上水原水の浄化、重金属の除去、環境ホルモンの除去などについて、世界の各地で精力的な研究が進められている。本報告は、これらの研究の概要をまとめたものである。
徳永 興公
原子力eye, 44(8), p.27 - 30, 1998/08
排煙、廃水、下水汚泥などを放射線で処理する技術の開発の歴史は長い。この技術もこれまでの基礎的研究の成果を踏えて最近ようやく実用化へ向けて一歩踏み出したと言える。特に、電子ビームを用いた排煙処理技術に関しては中国において実用規模の実証試験プラントが既に稼働を開始し、また、わが国及びポーランドでは建設がスタートしている。実用化の一歩手前まできている。また、廃水処理に関しては実際の廃水を用いたパイロット規模試験が計画されている。更に、下水汚泥処理に関してはパイロット規模プラントがインドで稼働している。以上のように放射線の環境保全分野への利用技術は実用化へ向けての検討が精力的に進められていると言える。
橋本 昭司
原子力eye, 44(8), p.34 - 36, 1998/08
電子線及び
線を用いた水処理関連技術の原理、研究例、実用化の動向を概説する。廃水処理に関しては、トリクロルエチレン、芳香族化合物、染料等の分解処理に関する研究例、下水処理関係では下水放流水並びに下水汚泥の殺菌の基礎研究例について触れる。さらに、日本、韓国、インド等における廃水処理、下水汚泥処理に関する技術開発及び実用化のための試験の現状を紹介し、今後の展望を述べる。
児島 慶造; 後藤 博幸; 福田 好博*; 三林 健次郎*; 正木 敏夫; 小林 洋昭; 浅野 博之*
PNC TN8410 98-041, 185 Pages, 1998/02
高性能溶融炉の一環として、1996年6月から7月にかけて円筒電極直接通電型溶融炉工学試験装置(JCEM工学試験装置)の第9回試験(JCEM-E9試験)を実施した。本試験では、白金族元素を含む模擬廃液(高模擬度廃液)を用い、JCEM工学試験装置における白金族元素が運転に及ぼす影響について評価を行った。その他、電極侵食量、固化ガラスの品質等、基本的な運転特性についても併せて評価を行った。JCEM工学試験装置は主要炉体を金属製電極および耐火レンガで構成したジュール加熱型溶融炉であり、溶融ガラス中に挿入した内部電極と外部電極間で通電してガラスを加熱するものである。外部電極は補助加熱炉の発熱体により加熱することが可能である。補助加熱炉は主に断熱材で構成され、金属製のケーシングで覆ったものである。本装置の溶融表面積は0.35㎡で、TVF溶融炉0.66㎡の約2分の1の規模である。本試験では、合計で13バッチのガラス製造運転を行い、3663㎏のガラスを製造した。試験の結果、JCEM工学試験装置の高模擬度廃液での処理能力は、ガラス製造速度で4.205.60㎏/hにあると判断され、低模擬度廃液を用いたJCEM-E8試験での結果よりも20%以上低い値であることが確認された。これは、溶融ガラス中の白金族元素の濃度分布の差による電流の集中が主な原因と考えられた。白金族元素の抜き出し性については、バッチごとの収支、およびドレンアウト後の炉内残留ガラスの観察より判断して良好な結果を得た。製造されたガラスの品質についてもTVF標準ガラスと比較しても有意な差はみられなかった。
杉原 陽一郎*; 二宮 一郎*; 向井 克之*
PNC TJ6357 98-002, 43 Pages, 1998/02
ラジウム吸着性能に優れたTi型吸着剤について詳細な製造方法を検討した。吸着剤の樹脂母体としては、吸着剤の水分率が50%程度になるポーラス型のイオン交換樹脂が処理性能の面で最も優れており、酸安定性を向上させる水熱処理条件は、95
で1時間以上であった。通液条件については、通液速度、水温、ラジウム濃度、樹脂充填高の影響等について検討を行い、ラジウム吸着量は通液速度、樹脂充填高の影響が大きいことを明らかにした。繰り返し使用に関しては、吸着および塩酸-塩化マグネシウム混合液を使用した再生の過程で酸化剤、酸等の複合的な要因でラジウム吸着性能が低下し、再吸着するとラジウムが漏洩した。Ti-Zr型吸着剤は10-4Bq/mレベルの廃液を使用すると管理目標値を満足することができた。また、再生に塩酸と四塩化チタンの混合液を使用すると、10-3Bq/mの廃液を良好に処理できることが明らかになった。
橋本 昭司
放射線と産業, (77), p.42 - 45, 1998/00
国際原子力機関(IAEA)主催の「環境保全への放射線利用に関する国際シンポジウム」が平成9年9月8日(月)から12日(金)の日程でポーランドのザコパネにおいて開催された。本稿では、排煙、廃水、下水汚泥処理等への放射線利用に関する研究・開発及び実用化の動向等、シンポジウムにおける発表の概要について紹介する。
杉原 陽一郎*; 向井 克之*; 二宮 一朗*
PNC TJ6357 97-001, 40 Pages, 1997/03
ダム廃水に含まれる微量のラジウムを対象として、高選択高性能ラジウム吸着剤の開発を行った。金属担持型の吸着剤数種を調整し、ラジウム吸着性能を比較した結果、従来のTi型吸着剤が最も優れていることが確認された。このためTi型吸着剤の詳細な製造条件の検討を実施した。吸着剤の母体としては、ポーラス型樹脂が廃水の処理速度の面でゲル型樹脂より優れていた。ポーラス型樹脂ベースのTi型吸着剤では、SV40の高流速条件下でも安定したラジウムの除去が可能で、破過容量も7500l/l-R以上であり、従来のゲル型と比べ3倍以上まで増加した。また、Ti型吸着剤を水熱処理することにより、吸着剤の酸安定性が著しく向上することを見出した。この結果、水熱処理した吸着剤の場合、脱離液として希塩酸とアリカリ土類金属塩の混合溶液を使用すると、Tiの溶出が1%以下になりラジウムを選択的に脱離することが可能となった。その他、ラジウムの吸着条件についても検討した結果、無機塩、pH及び通液速度の影響等が明らかとなった。
秋葉 健一*
PNC TJ1601 97-002, 79 Pages, 1997/03
高レベル廃棄物の貯蔵設備の貯蔵負担を軽減し、廃棄物管理を合理的なものとするためには、廃液中の核種を効率的に吸着分離する技術を確立する必要がある。本研究では、高レベル脱硝廃液中に含まれるTRU核種、発熱元素(Cs、Sr)およびNaを吸着分離するため、各種無機イオン交換体に対するこれら核種の分配特性およびカラム吸着特性について検討した。結晶性アンチモン酸(C-SbA)に対しては、Na+、Sr2+およびAm3+が良好な分配特性を示し、H形モルデナイト(HSM)はCs+に高い選択性を有することが分かった。これらの交換体を混合したカラムを用いることにより、脱硝廃液からNa+、Cs+、Sr2+およびAm3+を効率的に吸着でき、硝酸および硝酸アンモニウムを溶離液とすれば、各核種を相互分離できる可能性が見いだされた。また、Cs+交換体として、Ni系フェロシアン化物を調製し、混合モル比を変化させて最適な調製条件を見いだした。本交換体は、Cs+に高い選択性を示し、5MNaNO3共存下で105cm3/g程度の高いKa値を示した。
駒 義和; 渡部 雅之; 野村 和則; 小山 智造; 岡本 文敏; 田中 康正
PNC TN8410 96-258, 46 Pages, 1996/09
CMPO-TBP混合溶媒を用いた三価アクチニド(An(3))/ランタニド(Ln)分離技術の開発の一環として、PUREX法に関する試験で発生した実廃液を用いた向流多段抽出試験を行った。抽出・洗浄・硝酸逆抽出、An(3)逆抽出及びLn逆抽出の4つの工程から成る基本フローシートに基づき実施した。本試験では、硝酸逆抽出工程へのHAN溶液の適用性、An(3)逆抽出工程での低濃度塩析剤溶液の使用によるAn(3)回収率の向上、低酸度の供給液を用いた際のFPの挙動を主に調べた。以下の事実が明らかとなった。比較的低い硝酸濃度(1.3M)の供給液を用いたが、Am、Cm及び希土類は99.8%以上抽出された。硝酸逆抽出液として0.4MHAN(pH2.0)を適用し、装荷溶媒からの硝酸のみを除去できることを確認した。また、硝酸逆抽出工程に洗浄部を設けることにより、非抽出金属の水相への損失を0. 1%未満とすることができた。An(3)製品には、AmとCmの他に一部のSm及びEu、ほとんどのYが同伴した。逆抽出液の溶媒に対する流量比(O/A比)を大きく設定したため、一部のAmがLn廃液に移行した。Ruは回収されなかった。洗浄溶媒中に硝酸が含まれていたが、明確な蓄積は認められなかった。Ln逆抽出工程では、溶媒中の三価金属が支障なく回収された。Ruは残留するため、アルカリ洗浄等の操作がさらに必要である。今後の課題としては、An(3)逆抽出工程の最適化、硝酸銀を含む廃液の処理・再利用が挙げられる。
1996年3月)-都所 昭雄; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉澤 知幸*
PNC TN8440 96-014, 24 Pages, 1996/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は923l、スラリ焙焼貫備からは洗浄液として66l、分析廃液は272.8lであり、合計1261.8lである。なお、前年度繰越量である工程廃液103l、分析廃液33.2lを含めると今年度処理対象液量の合計1398lである。(2) その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ1068l、240lであり合計1308lとなった。(3) また本年度は、ノンスラッジ廃液処理プロセス開発として進めている、不溶性タンニンを使用した確証試験装置を製作後、グローブボックス内に配置し、実プルトニウム廃液処理試験を開始した。なお、試験装置による処理量は、上記1308l中の約630lであり、年間処理量の約半数量を約2ヵ月で処理することができた。(4) 処理液中の
・線放射能濃度は、何れも払出し基準値である5.6
10-2Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。
1995年)における協力の総括と今後-小沢 正基
PNC TN8440 96-003, 22 Pages, 1996/02
フランス原子力庁(CEA)との間で調印された『先進技術に関する協力協定(AdvancedTechnologyAgreement)』に基づき,高レベル廃液中の核種分離に関する技術協力を実施した。本協定の有効期間は1991年6月14日1996年6月13日であり,現在協定延長の準備に入っている。本報告は同期間におけるCEAとの『核種分離』分野における技術協力を総括し,第二フェーズにおける協力を展望するものである。『核種分離』は本協定のうちの燃料サイクルにおける廃棄物に関連する革新技術分野に属し,技術的範囲はマイナーアクチニドの分離・消滅にまつわる戦略的研究及び新しい抽出剤によるマイナーアクチニドの抽出プロセスで,技術情報の交換や研究員との相互派遣による共同研究を実施した。専門家会議における具体的な情報交換の項目と件数は次の通りであった。情報交換のテーマ全体研究計画,戦略的研究報告PNC11CEA10技術報告PNC25CEA28TRUEX法PNC8DIAMEX法CEA8CMPOPNC8DIAMIDECEA5Macrocycles(新抽出剤PNC2CEA3Np制御技術PNC2CEA2MA/Ln分離PNC2CEA5基礎化学((分子設計等)PNC2CEA3高温冶金PNC1CEA2協力の主目的であった二座配位型抽出剤の性質,新溶媒抽出フローシートの開発については,双方実廃液によるホット試験を実施しそのデータを元に高レベル廃液中のアクチニド分離法としての成立性が比較評価された。また新しい次世代型の抽出剤である大環状化合物に関する議論も行われた。数回の専門家会議を通して,PNC及びCEA双方より質の高い,未公開情報を含むUp-to-detaな情報が提供され,互いの研究開発に大いに資するものであった。交換した情報は質及び量ともほぼ互角であり,また予定された研究員の短期相互派遣による共同研究も実現していることから,当初の目的は充分達成されたものと評価される。
1995年3月)-都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*
PNC TN8440 95-019, 22 Pages, 1995/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は796l、スラリ 焼設備からは洗浄液として154l、分析廃液は534.7lであり、合計1484.7lである。なお、前年度繰越量である工程廃液85l、分析廃液55.5lを含めると今年度処理対象液量の合計1625.2lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ932l、584.5lであり合計1516.5lとなった。(3)処理液中の・線放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6x10/SUP-2/Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。
