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論文

Study of LPOP residue on resin mineralization and solidification

片桐 源一*; 藤沢 盛夫*; 佐野 一哉; 東浦 則和

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.125 - 130, 2010/10

原子力発電所の運転に伴い、施設の水処理系統からは放射性廃棄物である使用済イオン交換樹脂が発生する。これら廃樹脂は、浄化する系統によって放射能濃度が異なり、放射能濃度が比較的高い廃樹脂は、原子力発電所の敷地内に貯蔵され、放射能レベルが減衰した後に処分される計画であるが、その貯蔵量は年々増加を続けている。日本では今後、原子力関連施設から排出される低レベル放射性廃棄物は、セメントなどで固化し、廃棄体として埋設処分される計画である。比較的放射能濃度の高い廃樹脂の埋設処分を行うにあたっては、埋設コスト低減の観点からは処分量を低減させること、廃棄体の長期健全性を確保する観点からは埋設処分に適する廃棄体とするために、樹脂の安定化処理が必要になるといわれている。つまり、これらの要求を実現するためには、減容と安定化の両方を満足できる処理技術の確立が急務となっている。このようなニーズに応える技術として、使用済イオン交換樹脂などの放射性廃樹脂の減容処理と最終処分に適した安定化処理が同時に可能な、減圧酸素プラズマ(Low Pressure Oxygen Plasma)処理と装置の開発を続けている。本技術の開発は、原理試作機,機能試験機による実樹脂を使ったホット試験を含めた開発を経て、実規模装置による性能評価や廃棄体に関する調査試験に至っている。本報では、LPOP技術の要約と埋設処分へ向けたLPOP処理の効果を評価する目的として実施したイオン交換樹脂の無機化と固化試験結果について報告する。

報告書

アルコール廃液処理装置の製作・試験に係る研究

藤沢 盛夫*; 小原 潔*; 新田 和彦*; 市井 爾郎*; 中田 栄寿*

JNC-TJ9410 2001-003, 432 Pages, 2001/08

JNC-TJ9410-2001-003.pdf:80.1MB

本成果報告書は、核燃料サイクル開発機構殿が御計画中のアルコール廃液処理試験装置の製作・試験に係る研究の成果についてまとめたものである。高速実験炉「常陽」では、放射性物質を含むアルコール廃液がタンクに貯留されている。このアルコール廃液は、現在の設備では処理して排出することができないことから、現状で約5m3貯留されており、その貯留量が年々増加していることからこれを分解等の方法で処理する必要がある。本年度は、昨年度の概念設計で実施した触媒酸化法による検討結果に基づき実機を模擬した試験装置を製作し確証試験を行った。また、他の要素技術に関して調査試験を行い、実機へ適用可能な処理方法を検討した。その結果、下記を明らかにした。(1)アルコール廃液処の処理装試験装置での確証試験1.アルコール濃度80%の模擬廃液では目標である1.25l/hの処理能力を得られたが、アルコール濃度20%の模擬廃液では目標の処理能力は得られなかった。2.実機装置の規模で必要となる最高温度350$$^{circ}C$$を維持する高温配管を配置すると、装置をアルコール廃液タンク室(A-106)に配置することは困難であった。(2)要素技術の調査試験1.廃液中のナトリウムは、炭酸塩として分離、除去可能であることを確認した。2.薄膜乾燥機により廃液中の固形分を除去可能であり、実機に適用可能である見通しが得られた。(3)アルコール廃液処理装置に係わる基本設計基本設計では、薄膜乾燥機による蒸発・乾燥処理を基本として以下内容を検討し、既設のアルコール処理装置の一部を改造することによって処理が可能となる見通しを得た。・構成機器、系統・処理能力・発生廃棄物の性状・化学処理工程火災・爆発に係る安全性・機器配置

報告書

アルコール廃液処理装置に関する概念設計

藤沢 盛夫*; 新田 和彦*; 中田 栄寿*; 守田 靖彦*

JNC-TJ9410 2000-002, 412 Pages, 2000/12

JNC-TJ9410-2000-002.pdf:16.77MB

本報告書は、核燃料サイクル開発機構が計画中のアルコール廃液処理装置に関する概念設計についてまとめたものである。高速実験炉「常陽」では、放射性物質を含むアルコール廃液がタンクに貯留されている。このアルコール廃液は、現在の設備では処理して排出することができないことから、現状で約5mの3乗貯留されており、その貯留量が年々増加していることからこれを分解等の方法で処理する必要がある。このため、アルコール廃液の処理方法として触媒酸化法を基本とし、アルコール廃液の前処理から分解処理に至る一連のプロセスに係るろ過器、分離膜の調査試験と概念設計を実施した。結果、以下を明らかにした。(1)ろ過器、分離膜の調査試験1)エチラートの加水分解の指標には、電気伝導度が適する。また、エチラートを完全に加水分解するにはアルコール濃度を39%になるまで加水する必要がある。2)アルコール廃液中の固形分は、精密ろ過で分離、除去可能の見通しが得られた。3)実験室規模の試験を実施し、電気透析がアルコール廃液中のナトリウムの分離に有効であり、ナトリウム除去率は96$$sim$$99%達成可能であることを確認した。(2)アルコール廃液処理装置に係わる概念設計以下の3プロセスを候補とし設計を行った。(a)前処理として電気透析装置を設置し酸化触媒で分解する場合(b)前処理として電気透析装置を設置しないで酸化触媒で分解場合(c)前処理として電気透析装置を設置し浸透気化にてアルコールを抽出解する場合概念設計では、以下を検討し、既設のアルコール処理装置を触媒酸化法を基本とする装置に改造更新することによって、1.25l/h程度の処理が可能となる見通しを得た。・ 構成機器と系統・ 処理能力・ 発生廃棄物の性状・ 化学処理工程・ 火災・爆発に係る安全性・ 機器配置

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase IIA; Chapter IV:Plasma Confinement and Control

宮本 健郎*; 杉原 正芳; 上田 孝寿*; 山本 新; 前野 勝樹; 仙石 盛夫; 鈴木 紀男; 河西 敏; 永見 正幸; 津田 孝; et al.

JAERI-M 82-171, 45 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-171.pdf:0.92MB

このレポートは、IAEA INTORフェーズIIAワークショップへの国内の検討報告書の第IV葦に相当するものである。イントール炉心プラズマの閉込め性能、トロイダル磁場リップルにより生じる損失、長時間運転に必要な放電の制御を検討したものである。

報告書

OGL-1用試料交換機の設計・製作

中村 圀夫; 猿田 徹; 鍋谷 栄昭; 中垣 正悟*; 西崎 忠*; 藤沢 盛夫*; 村上 五月*

JAERI-M 7327, 94 Pages, 1977/11

JAERI-M-7327.pdf:3.24MB

OGL-1(大洗ガスループ1号)は、日本原子力研究所、大洗研究所に設置されているJMTR(材料試験炉)に据えつけられた日本最初の炉内大型ガスループである。OGL-1ha既設の原子炉に据えつけられるため、防湿、放射能漏洩防止並びに遮断への配慮からその照射試料は特殊な交換機「OSTS](OGL-1 Specimen Transfer System)を用いて取り扱われる。この資料では、同交換機の設計の思想、開発試験、製作上の問題点、検査によるフォローアップおよび照射試料等の交換手順について報告する。

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