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不燃性雑固体廃棄物の溶融処理技術開発; 雑固体溶融固化体特性試験

Research and development on the melting test of low-level radioactive miscellaneous solid waste

中塩 信行; 亀尾 裕; 星 亜紀子; 中島 幹雄

Nakashio, Nobuyuki; Kameo, Yutaka; Hoshi, Akiko; Nakashima, Mikio

日本原子力研究所東海研究所(現日本原子力研究開発機構原子力科学研究所)は、研究開発で発生した低レベル放射性雑固体廃棄物を対象として、高い減容比と安定性が得られる溶融処理及び高圧縮処理を行う高減容処理施設を平成15年2月に建設整備した。バックエンド技術部廃棄物処理技術試験室(現バックエンド推進部門技術開発ユニット廃棄物確認技術開発グループ)では、高減容処理施設の溶融処理設備稼働に先立って、模擬雑固体廃棄物と放射性トレーサー($$^{60}$$Co, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu)を小型プラズマ加熱溶融炉で溶融する雑固体溶融固化体特性試験を行ってきた。特性試験では、さまざまな溶融条件での溶融廃棄物の粘性,溶融固化体の化学組成,物理的特性及び放射能分布を調べた。本レビューは、これまでに報告した特性試験の成果をとりまとめて、今後、実機で行われる予定の溶融処理の実施・最適化に資するための検討を行った。

The Nuclear Science Research Institute of the Japan Atomic Energy Agency constructed the Advanced Volume Reduction Facilities (AVRF) in February 2003 for treatment of low-level radioactive miscellaneous solid waste (LLW). The waste volume reduction is carried out by a high-compaction process or melting processes in the AVRF. In advance of operating the melting process in the AVRF, melting tests of simulated LLW with RI tracers ($$^{60}$$Co, $$^{137}$$Cs and $$^{152}$$Eu) have been conducted by using the plasma melter in pilot scale. Viscosity of molten waste, chemical composition and physical properties of solidified products and distribution of the tracers in each product were investigated in various melting conditions. In this review, experimental results of the melting tests were discussed in order to contribute to actual treatment of LLW in the AVRF.

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