炭酸塩スラリーの作製諸条件や保管期間が化学的特性およびレオロジー特性に与える影響

加藤 友彰; 山岸 功

JAEA-Technology 2023-018, 53 Pages, 2023/11

JAEA-Technology-2023-018.pdf:2.6MB

東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉作業において多核種除去設備(ALPS)前処理設備で発生する放射性の炭酸塩スラリー廃棄物(炭酸塩スラリー)は、高性能容器(HIC)に一時保管されている。2015年に炭酸塩スラリーへの気泡の保持が原因と推定されるHIC外部への溢水事象が確認され、HICに格納された炭酸塩スラリー(HICスラリー)保管に対する安全評価の必要性が高まっている。この安全評価をする上で、炭酸塩スラリー内での気泡保持放出特性等に寄与する懸濁物質粒子の化学的特性およびレオロジー特性の評価が重要である。特に、HIC外部への溢水が確認されたHICスラリーは保管上のリスクが高いと推定される。そこで本報では、当該HICスラリーのALPS入口水中Mg/Ca質量比を模擬して作製した模擬炭酸塩スラリー(模擬スラリー)を用いて、前処理設備における反応槽滞留時間やその後の濃縮過程がスラリーの化学的特性に与える影響を検討した。さらに処理液等の混入による懸濁物質濃度(SS濃度)の低下および充填後の静置時間等外的因子がレオロジー特性、特に沈降性、流動特性に与える影響を検討した。スラリー作製時の反応槽滞留時間およびスラリー濃縮過程が化学的特性に与える影響を検討した結果、クロスフローフィルタ(CFF)による濃縮過程を経ることで反応槽滞留時間の粒度への影響が微小となること、実機の通常運転時の実績と同じSS濃度150g/Lで作製した模擬スラリーは0.4m以下の不定形の粒子によって構成されていることが明らかとなった。また、処理液等の混入による充填時のSS濃度の低下および静置時間がレオロジー特性に与える影響を検討した結果、SS濃度の低下は初期の沈降速度増加に寄与すること、SS濃度150g/Lのスラリーと比較し沈降層部の密度が低くなることを明らかにした。加えて沈降に伴う密度の増加とスラリーの降伏応力間に正の指数関数的な相関が確認され、静置初期のスラリーでは非ビンガム流動的特性であるのに対し、静置期間が長期になることでビンガム流動的特性へと変化することが示唆された。これら一連の成果は、実際の福島県で保管されている炭酸塩スラリーのHIC内での現在の状態を推察する知見を与え、HIC表面線量評価やスラリー移し替え時等の安全評価への貢献が期待される。他方で、放射線によるスラリーへの化学特性への影響および気泡の保持・放出特性は検討課題としてあげられる。

使用済燃料直接処分での処分容器の耐圧厚さの検討

杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*

日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09

https://doi.org/10.3327/taesj.J19.007

使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。

An Investigation of steel plate-cast iron hybrid casting process for recycling of low level radioactive metal waste

中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*

Materials Science Forum, 329-330, p.441 - 448, 2000/00

放射性金属の再利用に適した新しい鋳造技術の開発試験として、鉄板の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球で除熱を行う廃棄物収納容器の鋳造試験を、容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて実施した。この試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形特性をシミュレーションするため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を行った。その結果、(1)湯流れを考慮することで最終凝固位置が試験結果に近づくこと、(2)解析から得られた変形量及び変形パターンはほぼ試験結果と一致することなどが確認できた。本論文は、この鋳造試験に対する凝固解析及びそれに基づく変形解析の結果を中心に、試験結果との対比も含めて述べたものである。

An Investigation of steel plate-cast iron hybrid casting process for recycling of low level radioactive metal waste

中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*

Int. J.Cast Metals Res., 11(5), p.339 - 343, 1999/00

https://doi.org/10.1080/13640461.1999.11819296

原子炉の解体により発生する低レベル放射性廃棄物の再利用を目的に、放射性の金属を再利用して廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した新しい鋳造方法の開発を行った。この方法の特徴は、鋼板製の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球により除熱を行うことで容器を鋳造することにある。鋳造試験はおもに容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて行った。また、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、この鉄球複合鋳造法による廃棄物収納容器の鋳造試験を対象に、鉄球複合鋳造法の概念、鋳造試験の結果及び凝固解析や変形解析から得られた知見について述べたものである。

Design concept of disposal systems for highly activated waste

大越 実; 阿部 昌義; 吉森 道郎; 坂井 章浩

Proc. of Waste Management'98 (CD-ROM), 5 Pages, 1998/00

日本では、全ての放射性固体廃棄物は、埋設処分をすることが基本となっている。しかしながら、原子炉の運転及び廃止措置に伴って発生する、高放射化廃棄物についてはその具体的な処分方針が決定されていない。これらの放射性廃棄物の安全かつ合理的な処分方策の確立に資するため、高放射化廃棄物の発生量及び放射能量の推定、大型処分容器及び処分施設の概念設計並びに安全解析を行った。その結果、放射能レベルに応じて3種類の鋼板または鋳鉄製処分容器を用いた場合に、19基のPWRと23基のBWRの運転及び廃止措置に伴って発生する高放射廃棄物を収納した廃棄物パッケージの総容積は約27,000m、重量は約196,000トンとなった。また、トンネル型処分施設とサイロ型処分施設について概念設計を行い、その安全性を評価した結果、いずれの施設においても安全に高放射化廃棄物を処分できる見通しが得られた。

Effect of atmosphere on degradation of polyethylene under -ray irradiation

出崎 亮*; Barr, L.; 田口 光正*; 山口 徹治

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の水処理二次廃棄物のスラリーはポリエチレン製高性能容器に保管されているため、ポリエチレンの放射線劣化を理解する必要がある。特に、水やスラリーの影響について知見がないため、本研究を実施した。ポリエチレンの劣化の指標のひとつであるストレスクラッキング特性は、空気中と水中(及びスラリー中)とで異なっていた。この違いについて他の特性試験結果と併せて考察した。また、ポリエチレンに酸化防止剤が含まれていることで、いずれの環境においても劣化が効果的に抑制されることが明らかになった。