Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
宮尾 英彦; 池田 諭志
PNC TN9510 91-001, 29 Pages, 1991/01
本資料は、米国原子力学会遠隔技術部会発行の"DESIGN GUIDES FOR RADIOACTIVE MATERIAHANDLING FACILITIES & EQUIPMENT"の内、デコミッショニングに関連する部分を抜粋し、英文和訳したものである。本資料は、放射性物質取扱施設の除染とデコミッショニングをしやすくするための一般的な勧告である。また、デコミッショニング、廃棄物管理および輸送に関する現行の連邦規制を本指針中に示してある。本資料は、今後我が国においてデコミッショニングおよび廃棄物管理方策を策定する上での貴重な資料であると考え、ここに翻訳を試みた次第である。
塩月 正雄*; 池田 諭志*; 宮尾 英彦*
PNC TN9430 89-003, 20 Pages, 1989/07
None
松本 憲一*; 宮原 顕治; 川口 昭夫; 浅妻 新一郎; 福島 操; 庄司 賢二; 野島 康夫; 木村 憲二; 池田 整; 渋谷 淳*; et al.
PNC TN8440 87-194, 82 Pages, 1987/08
IAEA廃棄物処理処分会議(1983年5月シアトル会議)における技術発表を行うにあたって、1982年12月までの東海再処理工場の廃棄物管理実績をまとめ、今後の教育用課内資料または、廃棄物処理全般に関する説明資料として使用する。
宮尾 英彦*; 田中 憲治*
PNC TN8440 86-023, 55 Pages, 1985/05
アスファルト固化技術開発施設の使用前検査合格に至るまでの試験運転について報告する。動燃事業団東海事業所のアスファルト固化技術開発施設は,わが国で最初に採用したエクストルーダ方式による世界最大規模の低放射性廃液のアスファルト固化プラントである。この施設では,昭和57年5月から昭和57年9月にかけて非放射性模擬廃液を用いてのコールド試験を実施し,貴重なデータを収集した。そのデータを基礎として,昭和57年10月から再処理工場廃棄物処理場等からの低放射性廃液を用いてのホット試験を開始し,使用前検査に合格する昭和60年5月まで施設の性能の確認などの試験運転及び手直し改造工事を実施してきた。使用前検査合格証取得後は,長期安定運転の実証,並びに,適正運転条件の確立などを目標とした開発運転を実施する。
宮原 顕治; 宮尾 英彦*; 桜井 明*; 田中 憲治*
PNC TN8440 86-032, 49 Pages, 1983/03
本報告書は,動力炉・核燃料開発事業団が東海事業所再処理工場内に建設したアスファイルト固化技術開発施設の試運転の経過,結果並びに評価に係るものを総括的記述したものである。 なお,本試運転は動燃事業団,日揮株式会社,ベルゴニュークレアー社の一致協力のもとに実施された。 本施設は,再処理施設から発生するMA/LAレベルの廃液をアスファルト固化処理する施設として世界で最大であり,又,当該施設のモデルとなったユーロケミック再処理工場のアスファルト固化プラント(ユーロビチューム,ユーロストレージ)に於ける実際の種々の運転の経験を反映する目的で,ユーロケミック社からDr.Hild,Mr.Demonie両氏をそれぞれ一定期間オペレーションアドバイザーとして招いた。 更に,試運転期間中,施設の内外で安全性の確証を得るための各種の試験や研究も平行して行ない,設備面での多岐に渡る改良を含め,実施機能の向上及び安全性の向上に努めた。
堤 健一*; 星野 忠也*; 堀江 水明; 河本 治巳*; 宮尾 英彦*
PNC TN841 77-03, 54 Pages, 1977/01
動燃事業団再処理ケミカルフローシートを参考にして,トリチウム回収を行なうための水クローズドリサイクルシステムの可能性と問題点を検討した。それに基いて,将来の再処理工場でのトリチウム回収プロセスの採用の可能性を提議した。本検討にあたっては,第一段階として理想系を扱かった。第2段階として,トリチウム回収可能性を現実的に検討するためにシステム設計を行う必要がある。
瀬川 猛*; 星野 忠也*; 宮尾 英彦*; 武藤 英世*; 山本 正男; 水野 隆吉*; 岩崎 泰三*
PNC TN841 74-14, 48 Pages, 1974/06
伝熱面積0.1m2の堅型薄膜蒸発機を用いたベンチスケールのアスファルト固化処理試験装置を製作し,現在建設中の再処理工場での発生が予想される中レベル廃液の蒸発濃縮液と低レベル廃液の化学沈殿スラッジの模擬廃液を用いて実験を行なった。蒸発濃縮廃液の化学主成分である硝酸ナトリウムはアスファルトと酸化還元反応を起こす。この酸化還元反応は発熱反応であるため火災の危険性があるが,アスファルト固化処理温度を200
以下にコントロールすることにより充分防止できる。また,凝縮水のpH測定から,pHの低下により酸化還元反応を検出できる。化学沈殿スラッジ(炭酸カルシウムスラッジ)に対しては良好な作動状況であった。トレーサとして89Sr,103Ru,141Ce添加した模擬蒸発濃縮廃液を用いて実験を行なった結果,供給液に対する除染係数は凝縮液について3.1
103,1.8104,9.4104,オフガスについて6104,1105,1.1105であった。装置の洗浄に用いられるトリクロルエチレンは回収再使用が可能であり,廃溶剤の処理処分は問題ない。*外来研究員(バブコック日立KK)
宮尾 英彦*; 開発研究室*
PNC TN842 74-01, 31 Pages, 1974/05
高速炉の使用済燃料の再処理と,再加工工程の完成は燃料サイクル確立の観点から欠くことのできない重要問題である。本報告は,将来の高速炉燃料を再処理するに当り最も合理的かつ経済的な方法を開発するため,現時点で考えられる技術的問題点について論じ,技術開発の進め方の1つを示したものである。その基本的な考え方は,常陽,もんじゅあるいは次の実証炉の使用済燃料の処理をふまえて,高燃料度,高プルトニウム濃度,燃料形状などの点で,軽水炉と異なった高速炉燃料の処理経験を積み重ねながら,実用高速炉燃料の再処理技術の開発をはかるというものである。具体的には,技術開発の第一段階として,もんじゅの使用済燃料を供試試料とする再処理技術の開発施設の主要な柱とし,そのために必要な技術および関連技術の開発を行なう。
星野 忠也*; 山本 正男; 宮尾 英彦*; 水野 隆吉*; 都築 清次*; 武藤 英世*; 佐々木 実*; 岩崎 泰三*
PNC TN841 73-17, 78 Pages, 1973/07
アスファルト固化体の基本的物性の測定,放射線照射による影響,浸出試験,燃焼性に関する実験結果などをまとめた。放射線照射によるアスファルトの分解ガス発生量はアスファルト1g当りほぼlcm/SUP3/10/SUP2Rであり,その主成分は水素であった。この水素による爆発の危険性は貯蔵施設の換気により容易に防止できよう。ガス発生にともなう体積膨張はブローンアスファルトとストレートアスファルトで大きな差がありブローンアスファルトの方が少ない。また,固形分混合率によっても異なり,混合率の高い程体積膨張は少なくなる。体積膨脹に関しては,照射線量率の影響,内部照射と外部照射の差異についての検討が必要であろう。浸出速度はストレートアスファルトの方がブローンアスファルトより約1桁低く,硝酸ナトリウム混合率40%のストレートアスファルト固化体よりのナトリウムの浸出速度は1年間の平均で約10/SUP-5/cm/SUP3/cm/SUP2・day程度である。硝酸ナトリウムを含むフスファルト固化体の燃焼は非常に激しいが220度C以下に保持すれば安全である。
宮尾 英彦*; 都築 清次*; 岩崎 泰三*
PNC TN842 73-02, 28 Pages, 1973/01
1950年代末にベルギーのモルで始まった放射性廃棄物のアスファルト固化に関する研究は,その後各国でも行われ,すでに開発段階は終わり,実用化の段階に入っている。アスファルト固化の開発試験を行ってきた諸国の中で,アメリカ,イギリスはその実用化を考えていないようであるが,ベルギー,フランス,西ドイツはすでに工業規模のプラントを稼動させている。特に,ユーロケミック再処理工場では中レベル廃液(0.5
1.2x10/SUP3/Ci/m/SUP3)をアスファルト固化すべく,1974年稼動をめざしてプラントを建設中である。将来は,高レベル廃液と中レベル廃液を混ぜてプロダクトの比放射能が10/SUP4/Ci/m/SUP3程度となるまでの固化処理を考えている。硝酸ソーダを含む廃液のアスファルト固化に際しては,その反応が激しいことから慎重に安全性が評価されており,固化処理温度を低く保つことにより安全は確保されるとしている。
瀬川 猛*; 宮尾 英彦*; 水野 隆吉*; 武藤 英世*
PNC TN841 71-06, 28 Pages, 1971/03
再処理工場の蒸発缶濃縮液および凝集沈殿処理で生ずるスラッジのアスファルト固化処理を目的として,まず蒸発缶濃縮液を用いてビーカ実験を行なった。アスファルトの種類,加熱温度,加熱時間,模擬廃液(硝酸ナトリウム溶液)の混合率等によってアスファルトおよびアスファルト混合物の物性(軟化点,針入度,粘度,比重等)とナトリウム浸出速度がどのように変化するかを調べた。アスファルト混合物からのナトリウム浸出速度は硝酸ナトリウムの混合率3050%の場合,100日間の平均で約5X10/SUP-5/g/cm/SUP2dayであった。硝酸ナトリウム60%以上では浸出速度が高くなる。混合物の物性は加熱混合条件によって大幅に変動するため,ビーカ実験の結果から本プラントの場合を推測することは困難である。
山本 正男; 宮尾 英彦*
PNC TN851 71-03, 134 Pages, 1971/02
この資料は,1970年7月IAEAから刊行された"放射性廃棄物のアスファルト固化(Bituminization of Radioactive Wastes)"を全訳したものである。放射性廃棄物のアスファルト固化処理は,世界各国で開発が進められ,一部,実用化されている。この資料は各国のアスファルト固化処理の実情を多くの図表を用いて紹介したもので,15項目に分けてまとめてある。項目の中には,試験結果および考察は必ずしも同一ではない部分もあるが,それはこの処理法が今後さらに開発される必要があることを示している。巻末には,参考文献が豊富にリストしてある。アスファルト固化処理法の概要を知るうえで適切なテクニカル・レポートである。
