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河内 昭典; 三森 武男; 宮島 和俊
JAERI-Tech 99-028, 51 Pages, 1999/03
原研再処理特研では湿式再処理試験で発生した未精製ウラン廃液を利用して、TRU核種を含む放射性廃棄物を安定な形態に処理することを目的とした繊維状吸着材によるプルトニウム除去試験を実施した。処理プロセスは繊維状活性炭に無機系バインダーを添加し成型した吸着材カートリッジを充填した吸着塔に一定の空塔速度(SV)で通液することによってプルトニウムを除去するものである。平成8年~9年の2年間で廃液約1.7m
の処理を完了し、次の知見を得た。本吸着材は多量のウランを含む廃液においてもプルトニウムに対し高い選択性を示した。またSVや温度の依存性が確認され、SV0.64h
及び処理温度20~30
Cで処理することにより、95%以上のプルトニウム除去率を示した。以上の結果、繊維状吸着材を用いた処理プロセスが工学規模においても適用可能であることが実証された。
三森 武男; 高橋 英樹
原子力eye, 44(6), p.56 - 59, 1998/06
原研再処理特研では、ユニチカ(株)と共同で放射性廃棄物中に含まれるPuを吸着除去し、併せて吸着後、吸着材を焼却することにより
廃棄物の減容を図ることができるPu吸着材を開発した。このPu吸着材は、工学規模の処理装置に適用するため、繊維状活性炭を主成分とし、無機バインダーを添加して湿式成型法により、カートリッジ化したものである。今回、本吸着材を用いた最適な処理条件を定めるため、吸着平衡試験及びカラム通液試験を行った結果、1M前後の硝酸酸性領域において空塔速度1.6h以下、層高と外径の比を3以上に設定することにより、良好なPu吸着性能を示すことが判明した。さらに焼却試験においても残留分は無機バインダーのみとなり、大幅な減容が期待できることが判明した。
三森 武男; 高橋 英樹
デコミッショニング技報, 0(14), p.73 - 81, 1996/08
原研再処理特研では、ユニチカ(株)と共同で放射性廃液中に含まれるPuを吸着除去し、併せて吸着後、吸着材を焼却することにより廃棄物の減容を図ることができる無機系吸着材を開発した。この無機系吸着材は、比表面積を低下させることなく、高い親水性のみを付与した繊維状吸着材約80%に無機バインダー約20%を加え、取扱いの容易なカートリッジ状に成形したものである。本吸着材はカラム流通試験の結果、吸着材の層高Lと直径Dの比を3以上、空塔速度SVを1.6h以下の条件で優れたPu吸着性能を発揮した。加えて酸性領域においても良好なPu吸着性能を示すことから再処理施設より発生する硝酸酸性廃液の処理に有用である。更に焼却試験の結果、焼却に伴う有害ガスの発生及びPuの飛散はほとんど認められず、焼却後は、残留灰分は無機バインダー分のみとなり、大幅な減容が期待できることが判明した。
鎌田 博文*; 三森 武男; 立岩 正明*; 杉本 賢司*
レーザー研究, 24(2), p.30 - 38, 1996/02
日本原子力研究所・東海研究所の再処理特別研究棟の建屋を解体するためには、放射性物質によって汚染されたコンクリート表層を安全に効率良くはく離する必要がある。しかし、従来の機械的研磨や研削工法等による除去作業では、汚染されたコンクリートの粉塵が飛散する、等いくつかの課題がある。そこで、本研究では、CO
レーザーを用いて、コンクリート表面にレーザー照射することにより、1)表層を高熱で溶融させて層状にガラス化し、二次的に汚染物質を含有したガラス層を除去すること、あるいは、2)コンクリートの含有水分を瞬時に高温膨張させ爆裂破砕させること、により再処理特別研究棟の汚染されたコンクリート表層を安全、かつ合理的にはく離できる研究を行った。
三森 武男; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (12), p.49 - 58, 1995/07
原子力施設の解体技術開発のうち、原子炉施設については、JPDRを利用して解体実地試験が実施されている。一方、核燃料施設に関する解体技術開発については、体系的な技術開発は行われておらず、一部機器の撤去・更新等が動燃や原研で行われているのが現状である。このため、すでにその使命を果し、閉止されている原研再処理特別研究棟を使って平成2年度より再処理施設解体技術開発が進められている。本報告では、再処理特別研究棟等の概要、デコミの第1段階である廃液処理、再処理特別研究棟を解体するための各種技術調査に基づく基本計画の策定及び解体撤去を安全に効率的に行うために必要な解体技術開発の現状等、原研再処理特別研究棟の解体計画について述べる。
三森 武男; 根本 浩一; 打越 忠昭; 宮島 和俊; 伊東 章*
IMechE Conf. Trans., Int. Conf. on Nuclear Decommissioning, 0, p.229 - 235, 1995/00
現在、日本においては、核燃料施設の構成機器等の撤去・更新は行われているものの、施設全体の解体については実施されていない。しかしながら、近い将来、核燃料施設の解体は必須の課題であり、これらの技術開発を早急に実施する必要があるため、解体実地試験を実施しているJPDRに引き続くプロジェクトとして、1990年より再処理特研を利用して核燃料施設の解体技術開発を行うこととしている。再処理特研のデコミッショニングにあたっては、まず、保管管理されている廃液の処理を行うとともに、核燃料施設の特徴を考慮した解体技術開発を行ったのち、施設全体の解体を実施する計画である。本報告では、上記再処理特研の解体計画の概要について報告するものである。
鎌田 博文*; 三森 武男; 杉本 賢司*; Sivakumaran, W.*; 立岩 正明*; 伊東 章*
Nuclear Decom '95 (Poster Session), 1 Pages, 1995/00
再処理特別研究棟におけるプルトニウム取扱いセル内等のコンクリート表層は、原子炉生体遮蔽壁のように深層まで放射化されている状況とは異なり、核種を含む放射性物質がコンクリート表層10mm程度にとどまっていることが判明している。この汚染されたコンクリートの除染、すなわち、表層はく離にレーザを適用すべく、平成6年度から技術開発に着手した。レーザ除染法とは、エネルギー密度の高いレーザ光をコンクリート面に連続して走査照射し、以下の原理で汚染層をはく離するものである。(1)表層が瞬時に高温加熱され、コンクリート成分中のシリカ、アルミナ等が溶融・ガラス化する。(2)高い出力のレーザを連続照射することにより表層内水分が瞬時に高温膨張して爆裂破砕する。
三森 武男; 熊谷 典夫*
Nuclear Decom '95 (Poster Session), 2 Pages, 1995/00
再処理特別研究棟のデコミッショニングに用いる「大型槽類遠隔解体装置」の技術開発を平成5年度から進めている。本装置で解体する大型槽の内面は、再処理廃液により汚染されており、槽及び槽に接続されている多数の配管、ポンプ等の付属機器が狭隘なセル内に混在している。本技術開発は、大型槽内部の除染作業、槽及び接続配管、その他付属機器の解体作業及び解体片の回収とセル外搬出作業の一連の解体作業が全て遠隔操作にて行えるようにするものである。作業員の手作業による直接解体作業では、汚染に対する被ばく管理が重要な問題となり、その対策は放射線防護服の重装備化につながる。本装置の使用により、被ばく量の軽減化と狭隘部における大型機器の遠隔解体を可能とする技術開発の現状について報告する。
岡根 章五; 宮島 和俊; 高橋 英樹; 三森 武男
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1905 - 1908, 1995/00
再処理特研では、1968年から1969年に日本で初めてピューレックス法を用いて、JRR-3の使用済燃料を処理して再処理試験に成功して約200gのプルトニウムを得た。その後、1970年に装置を閉鎖し、廃液処理や燃焼率測定等の研究施設として利用され今日に至っている。TRU核種を含む廃棄物は、今後核燃料サイクル事業の進展と共に増大することが予想され、またTRU核種を含む放射性廃棄物の種類、形状は多種多様であり安全に処理を行えることを実証することは極めて重要である。原研では、TRU廃棄物の処理技術開発の実証及び再処理施設解体技術開発の場所として再処理特研に貯留されている各種廃液を用い、1984年よりTRU廃棄物の処理技術開発を進めると共に,1990年より再処理特研を利用して核燃料物質取扱施設の解体技術開発を行っている進捗状況を報告するものである。
石山 祐二*; 山路 順一*; 水嶋 豊史*; 三森 武男; 宮島 和俊
Technology and Programs for Radioactive Waste Management and Environmental Restoration,Vol. 2, p.917 - 921, 1993/00
原研再処理特別研究棟では、湿式再処理試験において発生したTRU核種を含むプロセス廃液を凝集沈殿処理した際に生成した、流動性を有するTRUスラッジを保管管理可能な安定固化体にするためのTRUスラッジ固化装置を設置した。処理方法は、マイクロ波加熱によるインキャンメルト方式で、レトルト内でTRUスラッジにガラス形成剤を添加し蒸発・乾固する工程を繰返し行い積層状態とし、最終工程で完全に溶融し、均質な固化体とするものである。本装置は、TRUスラッジを5l/hで蒸発処理する能力を有している。また、本装置主要部はグローブボックス内に収納されているため、固化体組成としては、安全の観点等より、低融点でかつ一定の強度を有するホウ酸亜鉛系ガラス組成を選定した。本報告では、ガラス固化装置の特徴及び模擬廃液によるコールド試験結果について報告する。
三森 武男; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (6), p.61 - 71, 1992/11
原子力施設の解体技術開発のうち、原子炉施設の解体については、既にJPDRで実施試験が行われ平成6年度には終了する計画である。一方、核燃料施設等の解体技術開発は、動燃や原研において一部機器の撤去更新等は行われているものの体系的に施設全体を解体することは実施されていない。このような状況をふまえて、我が国最初の再処理試験施設が設置されている原研再処理特別研究棟を使って核燃料施設解体技術開発が平成2年度より開始されている。本報告では、再処理特別研究棟の概要、第一段階である廃液処理の現状および当該特研の解体計画全体について示した。
田中 貢; 三森 武男
JAERI-M 7482, 50 Pages, 1978/01
軽水型発電炉には格納容器スプレイ系が設けられ、冷却材喪失事故時に格納容器内の水蒸気を冷却凝縮させて内圧を減ずるとともに、気相中の放射性物質を水洗除去することによって、原子炉から大気中への放射性物質の放出を極力防止している。格納容器スプレイ効果に関する実証的試験を実施するに際し、BWR格納容器内気相ヨウ素のスプレイによる水洗除去効果に関する解析、および原研モデル格納容器試験装置に対する予備計算を、計算コードSPINKLEを作成して行った。その結果、(1)格納容器スプレイの有効性(2)格納容器からのヨウ素の漏洩に対する平衡域の支配性(3)格納容器スプレイ開始より平衡状態到達までの時間(4)格納容器内の平衡気液分配係数について定量的な値が得られた。
山本 忠史; 渡辺 賢寿; 栗原 正義; 矢幡 胤昭; 辻野 毅; 三森 武男; 江村 悟
原子力工業, 18(8), p.75 - 80, 1972/00
日本原子力研究所ではプルトニウム用グローブボックスの本格的使用を始めてすでに10年余,現在その保有台数は50敷台に達している.これらに関する特徴をあげると2つに集約される.すなわち,グローブボックスの設計などに対しては,使用者となる研究者自身が先人の貴重な経験を基盤にし,メーカー技術者と一致協力して,より使いやすい,安全なボックスの製作にあたってきた.第2点はボックスの使用目的が広い範囲にわたるために,型式,材料,大きさなど同一のものはほとんどなく,きわめてバラエティーに富んでいる.
