Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
馬場 恒孝; 松本 征一郎; 村岡 進; 山田 一夫*; 斉藤 誠美*; 石川 博久*; 佐々木 憲明*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, p.1397 - 1404, 1995/00
ガラス固化体の放射線に対する長期耐久性に関する知見を得るため、動燃-原研共同研究による
加速試験を実施した。東海再処理工場の高レベル放射性廃液を使用して
Cmを添加したガラス固化体を作製し、崩壊による影響を加速し、所定の経過年数に相当したガラス固化体の物性評価試験を行った。Cm添加実ガラス固化体試料の成分分析から、Cm濃度及びガラス組成はほぼ目標どおりであること、加速年時で約6千年、1万1千年におけるEPMA観察からクラックの発生は見られず、浸出試験結果でもこれまでの類似組成試料について同条件で行ってきた試験結果と著しい差異がないこと、密度では約1万年相当時で約0.5%減少すること等の結果を得た。
加速試験(2)物性評価試験(動燃ー原研共同研究)斉藤 誠美; 山田 一夫; 北野 光昭; 黒羽 光彦; 清宮 弘
PNC TN8410 92-056, 43 Pages, 1992/03
高レベル放射性廃液ガラス固化体の放射線に対する長期耐久性について知見を得るため、原研動燃共同研究によるアルファ加速試験を実施した。再処理工場の高レベル放射性廃液を使用してSUP244/Cmを添加したガラス固化体を作製し、アルファ線による放射線の影響を加速し、所定の経過年数に相当したガラス固化体の物性評価試験を行った。試験に使用したSUP244/Cm添加実ガラス固化体の成分分析の結果、SUP244/Cmの濃度及びガラス組成はほぼ目標どおりであることが確認できた。この試料を使用して所定の経過年数に相当したガラス固化体の物性評価試験を行った。光学顕微鏡及びEPMA観察の結果、加速年時で約1万1千年相当時においてもクラックの発生は見られなかった。また、約6千年及び1万1千年相当時における浸出試験により得られた浸出率はこれまで高レベル放射性物質研究施設において同条件で行った浸出試験結果と同オーダの値であった。これらの結果から、高レベル放射性廃液ガラス固化体は約1万1千年相当時においてもガラス固化体の物性に著しい変化は見られず、放射線に対して長期間にわたり耐久性を有することが確認できた。
清宮 弘; 山田 一夫; 黒羽 光彦; 斉藤 誠美; 富川 裕文; 斉藤 徹*; 萩谷 慎一*
PNC TN8410 90-082, 90 Pages, 1990/09
東海事業所の高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、高レベル放射性廃液ガラス固化試験に使用してきたガラス溶融炉の解体をホットセル内で遠隔操作により行なった。ガラス溶融炉は、金属性のケーシング及び電鋳レンガ等から構成されている。ケーシング部はプラズマ切断法により、レンガ部はブレーカなど遠隔操作型に改良した治具類を用い解体した。解体は、特に大きな問題もなくプラズマ切断機、解体治工具類のホットセル内での使用についての知見を得るとともに、解体条件等を把握できた。今回の経験は、プラズマ切断機等によるセル内でのガラス溶融炉の解体技術の確立に大いに役立つものと考えられる。
斉藤 誠美
PNC TN8410 90-059, 19 Pages, 1990/06
各国ガラス固化体組成を参考に調整した高レベル放射性廃液ガラス固化体を製作し、固化体の均質性等の物性を確認するための試験を実施した。製作したガラス固化体は、化学分析、放射能分析、X線回折、EPMA観察を行った。再処理工場高放射性廃液貯蔵場の272V32貯槽廃液を使用して、TVF標準組成を目標として製作した固化体は、Cr/SUB2/O/SUB3の含有率が約0.9%となり、Cr酸化物等の析出が見られた。他の貯槽については見られなかった。腐食生成物高含有高レベル放射性廃液をTVFにおいてガラス固化する場合、Cr酸化物等が析出することが予想され、ガラス溶融炉の運転及び固化体物性への影響を確認することが望ましい。また、腐食生成物高含有高レベル放射性廃液を他の廃液と混合して、腐食生成物濃度を調整することも考えられる。
樫原 英千世*; 中川 林司; 浅妻 新一郎*; 根本 利隆*; 蔵光 泰*; 間下 啓次*; 斉藤 誠美; 小島 久雄
PNC TN841 85-05, 116 Pages, 1985/02
この報告書は,第二応用試験棟で実施したせん断試験装置(2)及び分配器の遠隔保守試験について報告するものである。 セル構造及び機器配置は,高速炉燃料再処理試験施設概念設計(4)に従った。 試験は,部品の交換性評価を対象とした保守を行った。 特にセル内部品を対象としておりセル貫通部(油圧シリンダー)は実施していない。 結果は,大部分の部分交換は可能であったが,装荷台チェーン,ガスケット類等の交換が出来ず改善点として指摘した。 今後の課題として実際のセル構造を模擬する必要性(セル壁や,設置する保守機器の数,等)実機における保守形態の検討,再度の保守試験,等についてさらに検討する必要がある。
