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鈴木 正啓*; 岩崎 行雄*
JNC TJ8420 2000-013, 96 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-013.pdf:6.04MB
核燃料サイクル開発機構東海事業所プルトニウム燃料第二開発室に設置されている多くのグローブボックスの解体撤去計画を策定するにあたって、グローブボックスの効果的な一次除染及び除染後の効率的な放射線測定は、作業者の被爆量の低減化及び解体廃棄物の放射能レベルを下げる上で不可欠なプロセスである。このため、本年度はグローブボックスの一次除染及び放射線測定に関する技術の調査及び技術等を含めて、プルトニウム燃料第二開発室に設置されている代表的なグローブボックスに対して、二次廃棄物の発生量が少なく、処理性の容易な一次除染法及び遠隔化可能な放射線測定法の調査、適用性の評価を行い、グローブボックス解体計画策定に必要な知見が得られた。
大内 優*; 薄井 和也*; 加川 昭夫; 山下 照雄; 稲田 栄一*; 大内 仁; 鈴木 正啓*; 落合 健一*
PNC TN8410 88-044, 75 Pages, 1988/09
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を主対象に,TRU廃棄物の減容の安定化,除染,区分管理並びに処分に関する技術開発を進めるために以下の各試験を実施した。減容安定化技術開発は塩化ビニール等の塩素を多量に含んだ難燃物の焼却試験,焼却灰等をマイクロ波溶融法にて固化する際の固化体の高密度化,均一化等を目指したマイクロ波溶融固化試験,金属廃棄物をスラグ溶融にて溶融した際のスラグ層への模擬汚染物質の除染性等に関する金属溶融固化試験を行った。除染技術開発は金属廃棄物の多量除染処理として電解研摩除染法の一つであるバレル電解研摩除染試験を行った。 区分管理技術開発はTRU廃棄物中のPu量測定として非破壊測定手法であるパッシブガンマ法及びパッシブ中性子法についてPu量の検出限界レベルの検討等を行った。 処分技術開発はマイクロ波溶融法で作製したコールド固化体の長期浸出試験等を行う一方,人工バリアとして核種移行に関する緩衝材中のTRU核種挙動試験を行った。
鈴木 正啓*; 宮田 和俊*; 薄井 和也*
PNC TN8410 87-053, 92 Pages, 1987/03
東海事業所廃棄物対策委員会は昭和59年より4つのW・Gを設置し,放射性廃棄物対策のあり方について,考え方を明確にすることを目的に技術的検討を行ってきた。 そのうち当固化体フォーム検討分科会では,低レベル放射性廃棄物の管理上の課題である「固化」について技術開発課題,問題点等を整理し,長期貯蔵・処分の観点から固化特性を検討した。本報告書は放射性廃棄物の合理的な処理・処分を行うため固化体フォームについて国内外の文献調査・実績調査並びに管理方法等の整理・検討・R&D項目の摘出を行った結果を取りまとめたものであり,今後の廃棄物対策業務の一助とするものである。 尚,今回調査を行った文献は,約200件であり,その内訳としては以下の通りとなっている。 A減容処理に関するもの17件 B固化処理に関するもの72件 C固化体評価に関するもの94件 D安全評価(環境評価)に関するもの22件 Eバリア・パッケージに関するもの33件 Fその他15件
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
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。
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
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。
加川 昭夫; 鈴木 正啓*; 大塚 勝幸*; 出原 重臣*; 緒方 義徳*; 望月 泰昌*
PNC TN841 83-10, 47 Pages, 1982/12
プルトニウム燃料部において,含塩素廃棄物の減容処理技術として酸消化処理技術の開発を進めている。本年度は,処理能力の向上及び設備の小型化を計るべく硫・硝酸併用による混酸処理技術について検討した。試験は25ガラス製反応槽中に、硫酸約8を入れ250
に加熱後,3mm破砕塩化ビニルを硝酸に懸濁させた溶液を供給しながら同時に硝酸添加を行い,酸消化処理した。処理能力は2.8kg/hrの試料供給速度で8kg/バッチ確認できた。酸消化処理における消費硫酸量は1kg供給試料当り3.5
3.6kgであった。添加硝酸量は試料中の炭素当り1.3倍モルで十分であった。廃ガス中のSOx,NOxの酸化には空気の送入の必要はなかった。硫酸・硝酸は約42wt%,40wt%の吸収液濃度で回収することができた。硫酸反応液の撹拌はモータ撹拌機なしでも発生ガス及び熱対流により良好であった。
青木 利昌*; 成木 芳; 坂本 和男*; 鈴木 正啓*; 川崎 緑*; 横沢 直樹; 真鍋 元禄*; 金田 健一郎
PNC TN841 76-06, 295 Pages, 1976/02
「ふげん」初装荷プルトニウム燃料集合体の製造開始の当たり、プルトニウム燃料部第2開発室ATRラインで製作される燃料集合体の炉内燃料特性および健全性を確認するため、SGHWRにおける28本組クラスタのFuO/SUB2-UO/SUB2燃料集合体(Type D)の照射試験が計画された。本報告書はこの計画の燃料設計書につぐ第2報として、Type D集合体の製造、加工、組立、およびこれらの検査、梱包出荷に関する事項についてとりまとめた。1.7w/ofiss.Puペレットの製造を50年4月に開始し、同ペレトを含む燃料要素28本組のType D集合体をほぼスケジュールどおり、8月上旬に組立終了した。Type D集合体は輸送容器に梱包後、10月5日に東海事業所を英国SGHWRに向けて出荷された。