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報告書

廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書 別冊PART2; 廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集

加藤木 賢; 助川 泰弘*; 鈴木 敏*; 吉田 充宏; 野原 尚史; 松野 洋一*; 三代 広昭

JNC-TN8440 2000-022, 180 Pages, 2000/10

JNC-TN8440-2000-022.pdf:12.16MB

廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。その後、改善措置に取り組み、廃棄物の取り出し作業を平成10年4月10日に終了し、平成10年12月21日の漏水調査等報告をもって改善措置を終了した。その後、廃棄物屋外貯蔵ピット内を一般のコンクリート中の放射能程度まではつり除染し、管理区域を解除したのち、コンクリートを打設してピットを閉鎖した。本データ集は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、ピットの閉鎖措置に係る作業において実施した汚染検査等についてまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集がある。

報告書

廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書 別冊PART1; 廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係写真集

吉田 充宏; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*; 三代 広昭

JNC-TN8440 2000-021, 180 Pages, 2000/10

JNC-TN8440-2000-021.pdf:42.37MB

廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。ピット内へのコンクリート打設を平成12年8,9月に実施し、ピットを閉鎖した。本報告書は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、平成9年8月のピット内滞留水問題の確認時から平成12年9月のピット閉鎖終了までのピットの改善措置等に係る工事、作業等の状況を写真にまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集がある。

報告書

廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書

加藤木 賢; 石橋 祐三; 吉田 充宏; 三代 広昭; 助川 泰弘*; 井坂 正明*; 鈴木 敏*

JNC-TN8440 2000-020, 500 Pages, 2000/10

JNC-TN8440-2000-020.pdf:25.91MB

廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。なお、はつり除染後の状況については、科学技術庁の状況確認を受けるとともに、平成12年7月7日に県、村、隣接市町村の確認を受けた。ピット内へのコンクリート打設作業については、ピットの管理区域を解除した平成12年7月6日以降から準備を開始し、3回(3層)に分けてコンクリートを打設(約1,200m3)し、平成12年8月31日までに塗り床を含め終了した。なお、本報告書の別冊として、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集(別冊PartI)及び廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集(別冊PartII)がある。

報告書

廃棄物屋外貯蔵ピットに係る改善措置報告及び立ち入り調査等資料集

三代 広昭; 吉元 勝起; 工藤 健治; 助川 泰弘*

JNC-TN8440 99-005, 864 Pages, 1999/03

JNC-TN8440-99-005.pdf:40.45MB

平成9年8月26日、東海事業所敷地の北に位置する廃棄物屋外貯蔵ピット(以下「ピット」という。)に保管されている廃棄物の容器が腐蝕、浸水していることが確認された。このため、平成9年9月1日、県及び村等から廃棄物屋外貯蔵ピットに係る改善等の措置についての要求を受け平成9年9月3日及び平成9年9月18日に要求に対する中間報告を行い、平成10年12月21日に最終報告を行った。それと平行して、平成9年11月14日に異常事態報告第1報、平成10年12月21日に異常事態報告第2報の報告をを行った。また、平成9年9月1日、国から9項目の改善指示を口頭で受け、平成9年9月5日に報告、平成10年12月21日に漏水調査の報告を行った。更に、「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定」第11条に基づき県及び隣接市町村の立入り調査(平成9年8月27日、9月4日、9月24日、平成10年1月7日、6月4日の計5回)が実施された。本報告書は、国、県、村等からの指示、要求に対する報告資料及び立入り調査資料をまとめたものである。

報告書

ウラン廃棄物処理施設建設に係る業務報告書,2; M棟内設備の解体撤去

三代 広昭; 吉田 充宏; 下村 敦彦*; 浅見 誠*; 磯 貴人*; 宮内 敏行*; 菊地 啓一*

PNC-TN8440 96-010, 171 Pages, 1996/03

PNC-TN8440-96-010.pdf:9.98MB

本報告書は、東海事業所の既施設利用の一環として、M棟にウラン系廃棄物処理設備を設置することが決定されたのを受け、M棟内設備の解体撤去作業について報告するものである。これまでM棟では、六フッ化ウランを用いたウラン濃縮技術開発等が行われてきており試験装置等が多数設置されていた。作業では、不要となった試験装置、電気系統、試験装置のユーティリティ設備及び排気装置の解体撤去を行うと共に、ウラン系廃棄物処理施設の建設を円滑に行えるよう、管理区域を解除するための室内の汚染検査を行った。解体撤去作業は、平成7年10月から平成7年12月末までの約3ヶ月間で実施し、トラブルもなく、計画どおり終了できた。また、室内の汚染検査も、測定した全箇所について検出限界値未満であった。なお、解体撤去作業で発生した廃棄物量は約75tonであったが、放射性廃棄物として処理したものは約17tonとなり、当初の見込み量を大幅に低減させることができた。

報告書

アクティブ中性子法によるTRU核種測定技術開発

大内 優; 星野 昌人; 助川 泰弘*; 三代 広昭; 横山 紘一郎

PNC-TN8410 91-176, 14 Pages, 1991/12

PNC-TN8410-91-176.pdf:0.5MB

TRU廃棄物の区分管理を実施するためには,TRU核種の測定技術開発が重要な課題である。廃棄物中のTRU核種量の測定については各種の非破壊測定手法について研究開発が行われている。なかでもTRU核種を極低濃度領域まで測定できるアクティブ中性子が有効とされている。動燃東海事業所環境施設部プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)では,平成2年3月にパッシブ・アクティブ中性子測定装置(PAN装置)を設置し,同年4月より,本装置による測定技術の開発実証を進めた。これまでに,プルトニウム線源,模擬廃棄体などを用い装置の特性評価および廃棄物マトリックスによる検出感度への影響評価を行ったので,その成果について報告した。

報告書

脱硝設備の解体・撤去(II); グローブボックスの解体

嘉代 甲子男; 三代 広昭; 浅野 孝; 村山 富彦*; 品田 雅則*; 橋本 敏美*; 大島 博文

PNC-TN8410 90-054, 203 Pages, 1990/05

PNC-TN8410-90-054.pdf:9.43MB

プルトニウム燃料第二開発室湿式回収室(F-104室)に設置している、湿式回収工程脱硝設備の解体撤去を実施した。本設備はグローブボックス12基(グローブボックス総容積107m/SUP3)からなり、過去に実施した解体撤去のうちでも設備規模が最大のものである。また、グローブボックス内の残留プルトニウム汚染が5.4 Ci/cm/SUP2と極めて高く、作業の安全確保及び作業員の放射線被ばくの防止を確実に実施する必要があった。グローブボックスの解体は昭和63年1月の室内間仕切り工事の後、非汚染物の撤去からはじめ、平成元年1月にトラブルゼロで完了した。安全確保・向上のために実施した事前放射線モニタリング、簡易フードの設置等の各種対策や技術改良が有効であったことを確認した。

報告書

脱硝設備の解体・撤去(I); グローブボックスの除染

大島 博文; 三代 広昭; 浅野 孝; 嘉代 甲子男; 村山 富彦*; 品田 雅則*; 橋本 敏美*

PNC-TN8410 89-015, 41 Pages, 1989/02

PNC-TN8410-89-015.pdf:1.23MB

設備解体前に実施するグローブボックス内除染方法として新たに塗膜はく離除染法を採用した。塗膜はく離除染法の概要及び結果について報告した。 プルトニウム燃料第二開発室F-104室に設置されている脱硝設備(グローブボックス容積107M3)の解体撤去作業に先立って塗膜はく離除染法による除染を行った。 除染前に実施したグローブボックス内の汚染状況は,表面汚染密度については,スミヤ法による測定で10-$$sim$$104dpm/100CM2であったが,塗膜はく離除染法による除染で103$$sim$$104dpm/100CM2まで除染することができた。

報告書

プルトニウム廃棄物処理・処分技術開発 昭和57年度

鈴木 正啓*; 加川 昭夫*; 三代 広昭*; 出原 重臣*; 高原 晃*; 河野 孝夫*; 米川 雪夫*; 宮崎 仁*

PNC-TN841 84-17, 79 Pages, 1984/03

PNC-TN841-84-17.pdf:1.9MB

プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物の減容,安定化を図るため,前年度に引続き可燃性廃棄物処理試験,固化体評価に関する調査研究,TRU廃棄物測定技術開発試験,グローブボックス等大型機器解体時のおける防護服の開発,プルトニウム固体廃棄物管理データの電算機処理を継続するとともに,新たに放射性廃棄物低減化に関する調査研究,撤去技術の開発,フロンによる除染試験の技術開発を開始した。一方,処理技術を実証する施設であるプルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)については詳細設計(3)を実施するとともに村,県及び国に対してPWTFの建設に関する説明を実施した又,処分技術開発として,固化体内でのウラン挙動及び固化体からのウラン浸出メカニズムを測定・評価する一方,プルトニウム固化体が使用できるホット試験設備の設計及びTRU核種の地層での挙動を評価する設備の概念の検討を行った。

報告書

昭和57年度廃棄物処理業務報告書 プルトニウム燃料部における放射性廃棄物管理

鈴木 正啓*; 三代 広昭*; 河野 孝夫*; 宮崎 仁*; 前田 勝雄*; 佐藤 正*; 長洲 邦男*; 加川 昭夫*

PNC-TN841 83-50, 28 Pages, 1983/07

PNC-TN841-83-50.pdf:0.52MB

プルトニウム燃料第一開発室,同第二開発室の管理区域から発生する液体廃棄物の内,工程廃液については前年度繰越し廃液及び分析廃液を受け入れ,凝集沈殿法+活性炭吸着処理法により処理を行い,処理済み液として同第一開発室の廃水処理室のLLDタンクへ3.55m3(この処理済み液中に含まれる全アルファ量は30.4ミュ-Ciであった。)を送水した。施設廃水処理についても,フ-ド等から放射性廃液5m3,施設廃水379.4m3を同第一開発室のLLDタンク及びMDタンクに受け入れた。これらLLDタンク及びMDタンクへ受入れられた廃水は廃水処理設備により,ろ過,混合,希釈等の処理を行い公害規制物質が基準値以下及びアルファ-濃度,ベ-タ濃度が1.0X10-7ミュ-Ci/cm3以下であることを確認した後に海に放出した。この年間放出量は約2213.7m3でプルトニウム濃度は約1.6X10-9ミュ-Ci/cm3であった。洗たく廃水及びモックアップ廃水は合計で1294.4m3発生しアルファ濃度が1.0X10-7ミュ-Ci/cm3以下であることを確認したのち,中央廃水処理場へ送水した。一方,同第一,二開発室の管理区域から発生する固体廃棄物についてはドラム収納物85.9m3(この内B棟発生分は3.8m3),コンテナ収納物25.4m3等受け入れ屋外固体廃棄物貯蔵庫及びプルトニウム廃棄物貯蔵施設に保管した。又,管理区域で発生する管理区域使用一般器材等の内,可燃物(紙,布,木片類)及び難燃物(ゴム,プラスチック類)についてはカ-トンに収納後,一般廃棄物焼却炉にて約13.7トンを焼却した。さらに,不燃物(金属類)についてはプレス処理にて減容し,4m3をプル燃敷地内のピットに保管した。

報告書

Developments in the treatment of solid alpha-bearing wastes at the PNC plutonium fuel facilities

大塚 勝幸*; 三代 広昭*; 大内 義房*; 志賀 健一朗*; 武藤 正*

PNC-TN841 78-09, 15 Pages, 1978/01

PNC-TN841-78-09.pdf:0.55MB

None

報告書

硝酸アンモニウム塩のセメント固化試験

大塚 勝幸*; 志賀 健一朗*; 大内 仁; 三代 広昭*

PNC-TN841 77-37, 77 Pages, 1977/07

PNC-TN841-77-37.pdf:1.45MB

プルトニウム廃水系のクローズドシステム化のための技術開発の一環として、硝安のセメント固化試験を実施。硝安溶液のセメント固化条件、固化体の強度、長期安定性、固化体からのCa、NO/SUB3の浸出性等について検討し、下記の知見を得た。硝安溶液をそのままセメント固化すると、硝安のNO/SUB3とセメント中のCaとが反応し、養生中に膨張破壊を起こし易い。予め、硝安溶液をCa(OH)/SUB2等で前処理し、硝安を硝酸カルシウムに転換することにより、安定な固化体が得られる。凝結時間、混和材の種類等、実作業の面から支障の無い最適配合を求め、これの圧縮強度を測定した結果、220$$sim$$560kg/cm/SUP2であり、海洋投棄の暫定指針に示されている150kg/cm/SUP2を十分に上まわっている。さらに、この固化体を人工海水、水道水および空中の各種条件下に長期保存(91日間)して、動弾性係数、圧縮強度の変化を調べたところ、いずれも増加の傾向を示しており、固化体は安定的に成長しているものと判断される。なお、当報告書は、試験を担当した電力中央研究所からの報告に基づき作成したものである。

報告書

硝酸アンモニウム塩の熱分解試験

大塚 勝幸*; 志賀 健一朗*; 大内 仁; 三代 広昭*

PNC-TN841 77-32, 120 Pages, 1977/06

PNC-TN841-77-32.pdf:3.61MB

プルトニウム廃水系の水質調査ならびに処理技術全般にわたるフィジピリティスタディを実施した結果,硝酸アンモニウム塩の安全な分解技術確立が,主要課題として摘出された。直径4インチの流動層型分解炉を主体とする「硝酸アンモニウム塩熱分解試験装置」を設計・製作し,必要な試験を行なった結果下記の知見が得られた。硝酸アンモニウム塩を安全かつ効率よく熱分解するためには,供給塩濃度として$$sim$$50wt%,熱分解濃度350$$sim$$450$$^{circ}C$$が適切。NaNO3,KNO3,NH4CI,Fe3+,AI3+,Ce4+等は,塩の熱分解に対して不活性。熱分解生成ガス中のNO4およびN3Oの量は,それぞれ0.5$$sim$$0.8%,および1.6$$sim$$2.4%で,前者は分解濃度が高い程増加するが,後者は逆に減少。

報告書

アルファ廃棄物処理技術開発(固体編) アルファ廃棄物焼却炉の改造に関する検討

大塚 勝幸*; 志賀 健一朗*; 加藤木 正之*; 下山 清志*; 大内 仁; 三代 広昭*

PNC-TN842 77-01, 42 Pages, 1977/01

PNC-TN842-77-01.pdf:2.74MB

コールドテストおよびウランテストの結果,多くの問題点が表面化した。可能な限り,その都度対策を施したが,設備全体を見直すことが必要と判断されたので,関係者の他に,焼却炉関連各メーカのコメントも求め,最も適切と考えられる改造仕様を固めた。主な改造点は次の通りである。1) 燃料を,重油から灯油に切換える。2) 排ガス処理系を全面変更し,"水スプレ冷却+吸収塔(充填塔)"方式を採用する。3) 焼却炉のメンテナンスを容易にするため,炉ホッパ部の改造ならびに,灰取出しグローブボックスの変更を行なう。

報告書

アルファ廃棄物処理技術開発(液体編) 硝酸アンモニウム塩の熱分解安定化試験

大塚 勝幸*; 志賀 健一朗*; 大内 仁; 三代 広昭*

PNC-TN841 76-43, 85 Pages, 1976/10

PNC-TN841-76-43.pdf:4.05MB

硝酸アンモニウム溶液に,ゲル化剤と可燃物を少量添加・撹拌し,生成したゲルの熱分解特性を調べた。その結果,硝酸アンモニウムを安全に分解するためには,1)前処理として,硝安濃度を40$$sim$$60%に調整し,ゲル化剤として,グアガムを1%程度添加し,更に,全体の酸素バランスがゼロになるように可燃剤を加える。2)燃焼条件ゲル化した硝酸アンモニウムをフィルム状にして,500$$^{circ}C$$以上の火源により,燃焼させる。その際,発生有毒ガスおよび主として添加ゲル化剤から生じる残渣の処理が必要となる。ただし,この際,燃焼速度は相当に遅い。

報告書

Management of plutonium contaminated wastes at the plutoniumu fuel facilities in PNC

大塚 勝幸*; 三代 広昭*; 大内 仁; 志賀 健一朗*; 武藤 正*; 圷 茂*

PNC-TN841 76-53, 19 Pages, 1976/08

PNC-TN841-76-53.pdf:0.51MB

None

報告書

Management of Plutonium-contaminated wastes at the Plutonium fuel facilities in PNC

大塚 勝幸*; 大内 仁; 三代 広昭*; 志賀 健一朗*; 武藤 正*; 圷 英夫*

PNC-TN841 76-07, 19 Pages, 1976/02

PNC-TN841-76-07.pdf:0.32MB

None

報告書

低放射性廃棄物(可燃性)焼却設備(第1報) アルファ可燃性廃棄物焼却炉の概要と試験記録

伊藤 一郎*; 大塚 勝幸*; 志賀 健一朗*; 春山 諦之*; 三代 広昭*; 砂押 実次*; 大内 仁; 遠藤 治重*

PNC-TN843 75-09, 226 Pages, 1975/08

PNC-TN843-75-09.pdf:22.88MB

(設備概要)当設備は、仏CEC社から輸入した焼却炉本体・高温フィルタ等を中心に、国内の規制に適合する様、種々の追加・改造を行ない、約2ケ年を要して完成に至ったものである。その概要を各単位ごとにまとめた。(試験記録)機器試験終了後、模擬廃棄物を用いて、コールド試験・ウラン試験を行うとともに、設備系内の常時負圧確保のために、種々の試験・改善を行ったので、合わせて詳述する。

論文

Operational Experiences on Incineration and Microwave Melting of Pu-contaminated Waste

大内 優; 三代 広昭; 稲田 栄一; 朝倉 祥郎

International Incineration Conference, , 

None

論文

廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置

吉田 充宏; 三代 広昭; 加藤木 賢; 石橋 祐三; 入之内 重徳

サイクル機構技報, , 

廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置として、ウランで汚染されていたピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能レベルまで、はつり除染を行った。今回採用した除染方法は、今後のデコミショニングに反映できることを確認した。

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