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福井 寿樹*; 牧 隆*; 三浦 信之; 塚田 毅志*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(2), p.169 - 173, 2016/12
次世代再処理ガラス固化技術基盤研究は、低レベル廃棄物をより安定した廃棄体とするためのガラス固化技術の基盤整備およびその知見を反映した高レベル廃液成分をより多くガラスに取り込む技術の開発を目的として、平成26年度から平成30年度までの5年間実施する計画である。
三浦 信之; 大谷 吉邦; 伊波 慎一; 飛田 祐夫
JNC TN8450 2001-013, 24 Pages, 2002/03
東海再処理施設では、使用済燃料の再処理やガラス固化処理等の処理運転を行っている期間中においても、定型的な機器・設備の点検や清掃、フィルタの交換等の保守作業を実施している。運転状況に関する情報公開時の対外説明等に資するため、これら処理運転期間中における保守作業の実績やこの実績から今後実施することが想定される保守作業の中で、再処理やガラス固化処理等における各処理工程が短期間停止するもの等を摘出し、これを各工程毎に定型的な保守作業として取り纏め、2001年9月に『東海再処理施設における定型的な保守作業』(JNC TN8450 2001- 006)を作成した。本資料は、『東海再処理施設における定型的な保守作業』(JNC TN8450 2001-006)を補遺するものである。
三浦 信之; 大谷 吉邦; 伊波 慎一; 飛田 祐夫
JNC TN8450 2001-006, 861 Pages, 2001/09
JNC-TN8450-2001-006.pdf:34.98MB
東海再処理施設では、使用済燃料の再処理やガラス固化処理等の処理運転を行っている期間中においても、定型的な機器・設備の点検や清掃、フィルタの交換等の保守作業を実施している。本資料は、運転状況に関する情報公開時の対外説明等に資するため、これら処理運転期間中における保守作業の実績やこの実績から今後実施することが想定される保守作業の中で、再処理やガラス固化処理等における各処理工程が短期間停止するもの等を摘出し、これを各工程毎に定型的な保守作業として取り纏めたものである。また、本資料の冒頭には、東海再処理施設の主要な工程について、工程図を用いて概要の説明を加えている。なお、本資料は、新規施設の建設、既存施設の改造、及び運転経験等をふまえて、適宜見直しを行うこととする。
三浦 信之; 近藤 恒; 砂押 三喜也; 笹山 康夫; 黒沢 明; 早川 剛; 槇 彰
JNC TN8410 99-022, 136 Pages, 1999/07
本資料は、東海再処理施設においてこれまで得られた技術・知見等を六ヶ所再処理工場の建設・運転に資するべく、平成11年6月24日に青森県六ヶ所村で開催した「東海再処理施設技術報告会」の予稿集及び口頭発表OHP、パネル展示資料を当該報告会資料集としてまとめたものである。
三浦 信之; 綿引 優; 中村 芳信; 山本 徳洋; 山本 隆一
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
東海再処理工場における高放射性廃液蒸発缶の運転経験及び消泡技術に関する研究成果を報告する。高放射性廃液を構成する廃液の種類、蒸発缶の構造及び性能について紹介する。蒸発缶内でのフォーミングの運転への影響、1/10スケールモックアップ装置をしようして実施しているフォーミング現象の確認試験、消泡剤効果の確認試験により得た知見について報告する。
三浦 信之; 綿引 優; 中村 芳信; 山本 徳洋; 山本 隆一
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
東海再処理工場における高放射性廃液蒸発缶の運転試験及び消泡技術に関する研究開発の成果を報告する。1.東海再処理工場での高放射性廃液蒸発缶の運転試験 20年間のホット運転の中で高放射性廃液蒸発缶は順調に運転を行ってきた。1995年10月に腐食による故障が発生したため、予備として設置されていた蒸発缶に切り替えて運転を続けている。腐食以外には、フォーミングが運転上の課題となっている。フォーミングを抑える方法としては、硝酸の分解のために供給しているホルマリンや加熱蒸気の低減があるが、これは処理量の低下につながる。このため、より適切にフォーミングを抑える方法が必要であり、フォーミングの様子や消泡剤の効果を調べるために1/11スケールの模擬蒸発缶を作製し、各種試験を実施した。2.消泡技術に関する研究開発 模擬蒸発缶を使って試験を行い、フォーミングの高さとDBP及びスラッジなどのフォーミングの原因と考
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 三浦 信之*; 岩永 雅之*; 草野 俊胤*
JAERI-M 88-059, 105 Pages, 1988/03
再処理工場に対する改良保障措置技術として、ニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)の開発は、NRTAの概念の構築からNRTAシステムの実証試験へと進められてきた。
草野 俊胤; 小森 芳昭; 岩永 雅之; 都所 昭雄; 小松 久人; 舛井 仁一; 三浦 信之*; Lovett, J. E.*
PNC TN8410 86-52, 66 Pages, 1987/01
再処理工場の保障措置の効果を高めることを目的として構築されたニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)の実証試験を動燃東海再処理工場で実施した。 実証試験は1980年のC-1キャンペーンから開始し,その後データの蓄積のため継続して実施してきている。特に,1985年の後半の85-2キャンペーンでは,より実際的な形で実証試験を行うために査察行為を模擬した形で取り入れ,IAEAへの支援プログラムの一つとして実施した。 本報告書は,C-1キャンペーンから85-2キャンペーンまでに実施した実証試験により得られたデータおよびNRTAの効果などに関する知見をとりまとめたものである。 なお,本報告書はIAEAと平行して,2機関が同時に発行するものである。
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 三浦 信之*; 岩永 雅之*; 小森 芳昭*
Nuclear Safeguards Technology 1986,Vol.1, p.341 - 352, 1987/00
ニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)で得られるデータをミニコンピュータを用いて貯蔵し、かつ処理する実用的なシステムを開発した。このシステムでは保障措置に関係する3機関(IAEA、科技庁、施設)が同一のコンピュータを使用し、かつ基本的な計量管理データを共通のデータベースに保存し共用している。また、データ入力は会話型であるので、システムの取扱いが簡便である。このシステムを用いて、昭和53年以来蓄積されてきたNRTAデータの統計解析を行った。入出力計量に係わるバイアスを推定、未測定在庫の評価を行ってデータを補正し、転用検値感度の解析を行って各種統計検定手法の実用性を検討評価した。また、昭和60年のNRTA実証試験データを用いて、検認活動を模擬するデータ解析を行い、各物質収支ごとに異常を示す徴候がないかどうかを判定した。これらの解析を通じ、開発したシステムの有効性が実証された。
三浦 信之; 森 久起; 野村 茂雄
no journal, ,
東海再処理施設は、電気事業者との契約に基づく事業としての軽水炉ウラン使用済燃料の再処理を平成17年度までに終了し、平成18年度からは運転の目的を技術開発に特化し、引き続き使用済燃料の再処理を行っている。東海再処理施設は、今後も我が国における再処理技術開発の拠点として、技術の高度化を目指した開発を進め、成果を六ヶ所再処理工場及び将来の再処理に反映していく。本報では東海再処理施設における今後の技術開発計画について報告する。
田口 克也; 長岡 真一; 山中 淳至; 佐藤 武彦; 中村 芳信; 大森 栄一; 三浦 信之
no journal, ,
東海再処理施設では、2007年3月からMOX燃料の再処理技術開発のため「ふげん」MOXタイプB使用済燃料の再処理を開始した。再処理は順調に進み、MOX燃料もウラン燃料同様に安全に処理できることを確認した。不溶解残渣の影響などMOX燃料に特徴的な知見が得られつつある。今後さらに数年にわたりMOX燃料の処理を続け、溶解特性,不溶解残渣,溶媒性能等に関する知見を蓄積していく。
捧 賢一; 小林 秀和; 菖蒲 康夫; 藤原 孝治; 塩月 正雄; 三浦 信之
no journal, ,
The first melter of TVF produced 130 canisters from 1995 to 2002. The first melter has remotely removed and replaced by the second melter. As we expect that the third melter will be necessary in order to process the whole HAW which has already generated from TRP, we have conducted development of simulation technology, evaluation of melter bottom structure or electrode arrangement, basic test regarding to noble metals behavior and its influence on viscosity and specific resistance of glass.
吉岡 正弘*; 福井 寿樹*; 三浦 信之; 塚田 毅志*
no journal, ,
経済産業省がIHI, 日本原燃, 日本原子力研究開発機構、及び電力中央研究所に委託した次世代再処理ガラス固化技術基盤研究事業は、低レベル廃棄物及び高レベル廃液(HLLW)の先進的ガラス固化技術を開発するために2014年に始まった。本事業において、高充填マトリックス、ガラスセラミックスを含む現行ホウケイ酸ガラスの代替マトリックス、マイナーアクチニド吸着ガラス等の開発が前述の機関に委託されている。
菖蒲 康夫; 巌渕 弘樹; 大森 栄一; 三浦 信之
no journal, ,
東海再処理施設(TRP)では設備・建屋の廃止措置と解体を計画しており、完了までに数十年を要する。TRPには現在およそ360立米の高レベル廃液(HLLW)が貯蔵されており、HLLWがTRPに貯蔵されている限り、その蒸発や水素爆発というリスクが有るため、HLLWは強制冷却と水素掃気を行い続けて安全に管理する必要がある。それゆえ、この貯蔵リスクを低減するために東海ガラス固化施設(TVF)で2028年までにガラス固化することとした。TVFは1992年に建設され、これまでに306体のガラス固化体を製造してきた。液体供給式ジュール加熱セラミック溶融炉(LFCM)を採用していることが特徴である。溶融炉やHLLW貯槽といった主要工程設備はセル内に設置し、完全遠隔保守システムを採用している。溶融炉の運転中、HLLWに含まれる白金族元素が炉底部に堆積するため、定期的に溶融炉を空にして堆積した白金族元素濃度の高いガラスを機械的装置で除去しなければならない。ガラス固化を成功させるためには、高経年化を考慮した組織的な保守計画による設備維持や、ガラス固化体保管容量の拡大、そして設計寿命を考慮した溶融炉の更新が必要である。本会議においては、東海サイトにおけるガラス固化処理計画について紹介する。
三浦 信之
no journal, ,
Borosilicate glass is used for solidification of high-level radioactive wastes. Glass ceramics so far have been studied for improving the properties and reliability of the solidified materials as an alternative matrix, but vitrification has been selected as the most suitable method from the viewpoint of the feasibility of the manufacturing process. The main component of radioactive waste is fission products from the reprocessing on the spent fuel of the nuclear power plants. Fission products are consisted from isotopes of 30 or more elements and are strong 
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emitters. It also contains strong a-emitters such as americium. These are metal elements, which react with the raw glass cullet and are stably confined in the vitrified solid by cooling and solidification. Improvement of the melting technology is being continued. In recent years, Japanese waste vitrification researchers have been conducting the investigation on feasible technologies not only for high-level liquid wastes but also for low-level liquid waste generated from the operation or decontamination of nuclear power plants etc. For the secondary wastes of water treatment at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident, the examinations of the volume reduction and its stabilization methods are in progress. Since glass has quite low water solubility, generation of hydrogen gas which is often observed in other matrices can be ignored. Even for the solidification of low level waste, glass can greatly contribute to the reduction of this risk.
