HASWS湿式廃棄物の取出しに向けた水中ROVと水中リフタを用いた試験

佐野 恭平; 爲田 惟斗; 阿久澤 禎; 加藤 颯真; 高野 祐吾*; 秋山 和樹

JAEA-Technology 2024-018, 68 Pages, 2025/02

JAEA-Technology-2024-018.pdf:4.73MB

東海再処理施設の高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)は、再処理工程から発生した高放射性固体廃棄物を貯蔵する施設であり、湿式セル(ハル貯蔵庫)では使用済燃料をせん断・溶解して残った燃料被覆管(ハル)・燃料端未部(エンドピース)等を収納したハル缶、使用済みのフィルタ類・汚染機器類を貯蔵しており、乾式セル(予備貯蔵庫及び汚染機器類貯蔵庫)では分析試料のサンプリングを行った際の廃ジャグ等を収納した分析廃棄物用容器を貯蔵している。東海再処理施設の廃止措置に向け、HASWSは廃棄物の取出し設備を有していないため、取出し設備の検討を進めており、ハル貯蔵庫においては、英国の廃止措置において使用実績がある水中作業用小型ロボット(水中ROV)と、海洋分野にて海底に沈んだ物品の浮上げや運搬に用いられている水中リフタを活用した湿式貯蔵廃棄物の取出し方法を検討している。水中ROVと水中リフタの機能を組み合わせた取出し方法の成立性を確認するために、水中ROVと水中リフタ各々に要求する機能を確認する「単体試験」、水中ROVと水中リフタを組み合わせて水中で廃棄物を移動する「組合せ試験」、ハル貯蔵庫を模擬した環境にて廃棄物の回収を行う「総合試験」の順に、より実環境に近づけていくステップで廃棄物の取出しに向けた試験を実施した。本試験により、廃棄物の取出しに必要となる廃棄物に付属するワイヤの切断、廃棄物への水中リフタの取付け、廃棄物の開口部下までの移動、移動した廃棄物への回収吊具の取付けの各作業を一連で行うことができ、水中ROVと水中リフタを用いた湿式貯蔵廃棄物の取出し方法の成立性を確認した。

固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の概要及び減容処理

坂内 仁; 菊池 優輝; 今泉 春紀; 福井 康太

デコミッショニング技報, (57), p.34 - 42, 2018/03

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの各施設から発生する線量の高い放射性固体廃棄物の減容処理を行うため、固体廃棄物減容処理施設(OWTF: Oarai Waste Reduction Treatment Facility、建設中)では、インキャン式高周波誘導加熱方式によりセル内遠隔操作にて放射性固体廃棄物を減容および安定化処理する計画である。ここでは、建設中の固体廃棄物減容処理施設の概要および放射性固体廃棄物の減容および安定化処理に関して紹介する。

ゼオライトを主体とした高選択性吸着剤による高汚染水の処理

三村 均*; 山岸 功

ゼオライト, 31(4), p.115 - 124, 2014/12

福島第一原子力発電所事故対策を進める上で、50万トン規模の高汚染水が大きな障害となっている。海水が混入した高汚染水の浄化、特にセシウムの選択的除染に対しては、無機イオン交換体充填吸着塔による循環注水冷却システムが稼動しており、冷温停止が達成されているが、運転システムの高度化や二次固体廃棄物の安全管理および処分が課題となっている。ここでは、ゼオライトを主体としたセシウムおよびストロンチウム選択性吸着剤の吸着特性および固化特性を比較評価するとともに、吸着剤の高機能化の試みを紹介する。特に、わが国に豊富に産出する天然産ゼオライトは、セシウムに高い選択性を有すると共に、高温でのガス状セシウムのトラッピング機能および安定固化を実現できる自己焼結機能など優れた特性を有しており、高汚染水の処理および処分において今後重要な役割を果たすものと期待できる。さらに固体廃棄物の安全管理の現状および安定固化技術の開発状況について解説し、将来的な処分に対する課題を整理する。

50L規模の雑固体廃棄物溶融固化体の性能と放射能分布の均一性評価

中塩 信行; 中島 幹雄; 平林 孝圀*

日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.279 - 287, 2004/09

https://doi.org/10.3327/taesj2002.3.279

高周波誘導加熱とプラズマ加熱を併用するハイブリッド加熱方式及び導電性るつぼを用いる高周波誘導加熱方式の2つの溶融方式によって50Lドラム缶スケールの溶融固化体を製作した。長期浸出試験前後の溶融固化体を解体し、固化体の固型化材(モルタル)充填状況,固化体性状の変化,固化体の化学組成及び放射性核種分布の均一性を調べるとともに、溶融固化体加熱方式の違いが放射性核種の金属層・スラグ層への分布に与える影響を調べた。いずれの溶融方式においても、均質で放射性核種が均一に分布した溶融固化体が製作できることを示すとともに、長期浸出試験後も固化体性状の劣化はなく健全な状態が保たれていることを明らかにした。

雑固体廃棄物のプラズマ溶融処理

中塩 信行; 中島 幹雄

デコミッショニング技報, (26), p.45 - 55, 2002/11

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_26.pdf

低レベル放射性廃棄物の溶融処理は、減容比が大きいこと,放射性核種の閉じ込め性能が高い固化体を製作できることなど、処分を考慮した均質で安定な廃棄体を製作するための有望な処理方法として注目されている。日本原子力研究所(原研)では低レベル放射性廃棄物を溶融処理により減容し、処分に向けて均一で安定な廃棄体を製作するために、1999年から高減容処理施設の建設整備を進めている。施設の供用開始に先立って、原研では処分に適した安定で放射能分布の均一な溶融固化体を製作するための溶融条件を把握することを目的に、プラズマ溶融処理によって製作した溶融固化体の性能評価試験を行ってきた。溶融試験では、非金属廃棄物を中心とした模擬雑固体廃棄物とRIトレーサーを非移行式プラズマトーチの加熱によって溶融し、溶融時における核種移行挙動及び溶融固化体の均一性,化学組成及び機械的強度等を調べたので、その一部を紹介する。

雑固体廃棄物の溶融固化体製作条件に関する調査・検討(受託研究)

福井 寿樹; 中塩 信行; 磯部 元康; 大竹 敦志*; 涌井 拓治*; 平林 孝圀*; 中島 幹雄

JAERI-Review 2000-033, 82 Pages, 2001/02

JAERI-Review-2000-033.pdf:2.61MB

原子力施設において発生する低レベル雑固体廃棄物をプラズマ加熱により溶融処理し、安定した品質の溶融固化体を製作するためには溶融スラグの流動性を向上する必要がある。一般には、より高温で溶融処理し、溶融助剤等を添加することにより流動性を向上することが考えられるが、耐火物侵食の抑制や減容性の確保といった観点からは望ましい方法とはいえない。そこで、本稿では廃棄物中に含まれ、溶融スラグに対して流動性向上が期待される化学成分(FeO)に着目し、溶融スラグの流動性を向上させるとともに、溶融条件の緩和を図るものとした。まず、状態図及び粘性データの文献調査により、流動性向上成分であるFeOによる溶融スラグの融点降下及び粘性低下が期待できることを確認した。さらに、実際の雑固体廃棄物処理を想定し、融点降下及び粘性低下の観点から最適な溶融条件を検討した結果、(CaO+FeO)/(SiO+AlO)で定義される塩基度を0.5~0.6以上に保つことにより、安定した溶融処理が可能であることがわかった。

転換施設第2回更新工事報告書(撤去設備の細断工事実績)

田中 泉; 吉元 勝起; 神 晃太*; 木村 光希*; 岩佐 和宏*; 大森 二美男*; 吉田 秀明*

JNC TN8440 2000-013, 179 Pages, 2000/04

JNC-TN8440-2000-013.pdf:10.31MB

プルトニウム転換技術開発施設は、昭和58年にプルトニウム試験を開始して以来約13年間運転を継続し、約12tのプルトニウム・ウラン混合酸化物粉末の製造を実施してきた。プルトニウム転換技術開発施設は、設備の経年劣化による設備更新を実施し、平成56年にかけて第1回設備更新として焙焼還元炉及び廃液蒸発缶等の更新を実施し、平成1011年にかけて第2回設備更新として脱硝加熱器、混合機、換排気設備等の更新を実施した。撤去設備の細断は、第2回目の更新工事において撤去したフィルターケイシング、分析グローブボックス等を細断し放射性廃棄物として処置したものである。またすでに処置された不燃性固体廃棄物のうち、プルトニウム含有率の高い大型廃棄物についても開梱を実施し、粉末等の回収を行った。本報告書は、細断工事の実施結果について工事方法、被ばく実績及び本細断で得られた知見(セル・グローブボックス系フィルターへの核物質の移行量の推定について、放射性物質の再浮遊係数測定結果)をまとめたものである。

廃棄物非破壊分析装置の性能評価試験

前田 行市; 小笠原 賢亮*; 西沢 市王

JAERI-Tech 2000-034, p.86 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-034.pdf:3.3MB

NUCEFで発生する固体廃棄物を対象に廃棄物に含まれるプルトニウム量を把握するため「廃棄物NDA装置」を設置した。本装置は、比較的低密度の固体廃棄物を対象としたパッシブ線計測法で行うものである。固体廃棄物は、レベル区分を把握する必要がある。このため、廃棄物容器毎に本装置の測定体系を決定する必要がある。この設定は、(1)密度-線減弱係数の設定、(2)廃棄物-検出器間距離の設定、(3)コリメータ開度の設定、(4)検量線作成の手順で実施した。測定体系の設定後、20分測定で、検出限界3のプルトニウム量は、約8MBqとなり、圧分別の分別が実施できることがわかった。

インキャン式高周波加熱を用いた焼却溶融設備の確証試験

菅谷 敏克; 堂野前 寧; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2000-002, 149 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-002.pdf:23.51MB

建設計画を進めている固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)では、高線量廃棄物である可燃物、PVC、ゴム、使用済イオン交換樹脂及び不燃物の処理方法として、「インキャン式高周波加熱」を用いた焼却溶融設備(セラミック製の廃棄物収納容器を高周波による誘導加熱で昇温し、容器内の廃棄物を対象物によって焼却・溶融する設備)を計画している。試験は、焼却溶融設備の設備設計の最適化を目的として、処理対象廃棄物に対する処理性能(処理能力、処理条件など)や運転条件及び処理中に発生するオフガス中の放射性核種の除去性能条件、また、焼却溶融後の生成物である溶融固化体の性状(核種、主要構成成分の均一性、固化体の強度など)の確認を行った。試験装置は、LEDFで実際に使用される規模の焼却溶融装置(パイロット装置)を用いた。また、放射性核種を使用したホット試験を要するものについては、実験室規模の機器を用いて行った。以下に、主な試験結果を要約する。(1)パイロット装置を用いて処理能力を確認した結果、可燃物・難燃物に対して6.7kg/h、樹脂に対して13.0kg/h、石膏以外の不燃物に対し30.0kg/hであった。また、このときの処理条件は幾つかのパラメータの中から選定し、運転温度については、可燃物・難燃物が1000、樹脂が1300、不燃物は1500、燃焼空気については、空気量は90Nmの3乗/h、空気温度は300、吹き込み速度は約20m/sが最適であった。(2)焼却溶融設備に必要な処理量が得られる一日の運転時間を確認した結果、可燃物、PVCやゴムなどの焼却対象廃棄物の焼却時間は5時間、焼却前後のキャニスタ昇温、残燃時間は各30分必要であった。不燃物などの溶融時間は、焼却灰の保持時間と石膏の溶融時間を考慮して5時間、キャニスタ昇温時間30分が必要であった。(3)パイロット装置により焼却溶融炉からセラミックフィルターまでの系統除染係数を確認したところ、実廃棄物の主要非揮発性核種(Co、Cs、Ce)に対し、10の5乗以上であった。(4)実験室規模の機器を用いて、高温オフガス中の揮発性ルテニウムを除去する高温Ru吸着塔の設計条件を確認した結果、粒径0.8から1.7mmの鉄担持シリカゲルに対して、滞留時間3秒以上を確保することで、除染係数10の3乗が得られるとともに、吸着材寿命は約1年であることがわかっ

雑固体廃棄物の固型化に用いるモルタル原材料の配合

橋爪 修司; 高澤 宏充; 松本 潤子; 馬場 恒孝

原子力バックエンド研究, 5(1), p.37 - 44, 1998/08

https://doi.org/10.3327/jnuce.5.1_37

低レベル放射性廃棄物雑固体廃棄体の浸出挙動を検討するため、雑固体廃棄体を模擬した廃棄体を調製する必要がある。このため、モルタルの流動性、圧縮強度、ブリージング率、収縮率に与えるモルタル原材料の配合の影響、及び流動性と他の特性の関係、雑固体廃棄物の固型化に適した原材料の配合について検討した。その結果、水/セメント比の増加にしたがい、流動性は良くなり、圧縮強度は低下し、ブリージング率と収縮率は増加する傾向であり、高炉セメントは普通ポルトランドセメントに比べ、水/セメント比がこれら特性に与える影響の大きいことを明らかにした。この原因を高炉セメントに含まれる微細な高炉スラグによるものと推察した。また、混和剤/セメント比の増加にしたがい流動性は良くなるが、混和剤を多く入れても効果は飽和することが明らかとなった。けい砂/セメント比については、この比の増加にしたがい収縮率が減少する傾向にあり、このことからセメントの水和反応に基づく体積減少がモルタルの収縮の主たる原因であると推定した。なお高炉セメントを使用した場合、流動性がよくブリージング水が発生すると材料分離が生じ圧縮強度の著しい低下が認められた。