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川原 孝宏; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 政井 誓太; 大森 加奈子; 森 優和; 黒澤 剛史; 石原 圭輔; 星 亜紀子; 横堀 智彦
JAEA-Technology 2023-020, 36 Pages, 2023/12
JAEA-Technology-2023-020.pdf:2.79MB
原子力科学研究所放射性廃棄物処理場では、放射性廃棄物を200Lドラム缶等の容器に収納して保管廃棄施設に保管している。保管している廃棄物(以下「保管体」という。)については、これまで保安規定等に基づく外観点検等を行うことで安全に管理している。しかし、屋外の半地下ピット式保管廃棄施設である保管廃棄施設・Lには、保管期間が40年以上に亘る保管体もあり、一部の容器(主としてドラム缶)では、表面のさびが進行しているものも確認された。このため、さらに長期に亘る安全管理を徹底するため、ピットから保管体を取り出し、1本ずつ容器の外観点検、汚染検査を行い、必要に応じて容器の補修や新しい容器への詰替え等を行う作業(以下「健全性確認」という。)を計画し、2019年4月に作業を開始した。本報告書は、健全性確認について、計画立案、課題の検討、試運用等の実績についてまとめたものである。
石原 圭輔; 金澤 真吾; 小澤 政千代; 森 優和; 川原 孝宏
JAEA-Technology 2017-002, 27 Pages, 2017/03
JAEA-Technology-2017-002.pdf:21.88MB
原子力科学研究所の保管廃棄施設(廃棄物保管棟・I、廃棄物保管棟・II及び解体分別保管棟)では、鋼製のパレットに200Lドラム缶等の放射性廃棄物保管体(以下、「保管体」という。)を積載し、高さ方向に2段積から4段積で保管を行っている。平成23年3月11日に発生した東日本大震災では、この保管廃棄施設において、パレットが横滑りし、保管体が斜めに傾いて折り重なり(以下、「荷崩れ」という。)、床に落下する等の被害が生じた。荷崩れ・転倒した保管体を原状に復旧する作業は、これまでに経験の無いものであり、放射線災害や労働災害防止の観点から、本件に特化した、綿密な作業工程や作業手順の立案が必要となった。このため、詳細な作業要領書を作成し、予めモックアップ試験を重ね、作業者の習熟及び作業手順を確立した上で、平成23年4月から再配置作業に着手した。最終的に、保管廃棄施設の運用を継続しつつ、平成27年9月に約4年半にわたる再配置作業を無事故で終了し、すべての保管体について原状復旧を完了できた。本稿は、原状復旧を行うにあたり実施した放射線災害防止対策や労働災害防止対策等を中心に報告を行うものである。
石原 圭輔; 横田 顕; 金澤 真吾; 池谷 正太郎; 須藤 智之; 明道 栄人; 入江 博文; 加藤 貢; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Technology 2016-024, 108 Pages, 2016/12
JAEA-Technology-2016-024.pdf:29.74MB
研究機関, 大学, 医療機関, 民間企業等において放射性同位元素や放射線発生装置, 核燃料物質等が使用され、多様な低レベル放射性廃棄物(以下「研究施設等廃棄物」という。)が発生しているが、これらの研究施設等廃棄物については、処分方策が確定されておらず、各事業者において長期間に亘り保管されている状況である。高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの
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固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。埋設処分に対応可能な廃棄体を、安全、かつ、効率的に作製するためには、「予め廃棄物を材質ごとに仕分け、形状等を整えるとともに、埋設処分等に係る不適物等を除去すること」が極めて重要である。本稿では、この研究施設等廃棄物の処理・処分のための解体分別及び前処理について報告を行うものである。
須藤 智之; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂
JAEA-Technology 2011-015, 24 Pages, 2011/06
JAEA-Technology-2011-015.pdf:2.28MB
高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で高圧圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物を1/3から1/4に減容するものである。本装置における模擬廃棄物を使用した試験運転により、圧縮前後の廃棄物を移送するための動作機構並びに圧縮工程で生じた不良圧縮体の搬出作業において、安定運転を達成するうえで改善が必要な技術的課題が確認された。本稿では、本装置の安定運転に向けてこれらの課題に対して行った設備改善内容及びその結果について報告する。
須藤 智之; 中塩 信行; 大杉 武史; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂
JAEA-Technology 2010-041, 38 Pages, 2011/01
JAEA-Technology-2010-041.pdf:4.73MB
高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物の減容を行うものである。高圧圧縮処理後の圧縮体を容器に収納し、固型化材料等により容器と一体化した高圧圧縮充填固化体は、将来のコンクリートピット型廃棄物埋設処分の対象となる。高圧圧縮充填固化体は、埋設処分にかかわる法令上の技術基準を満足する必要があり、その一つに固化体内部の空げき率がある。本稿では、高減容処理施設で実際の廃棄物に適用している処理手順及び方法を模擬して作製した圧縮体をモルタルにより容器と一体化した高圧圧縮充填固化体について、コンクリートピット型廃棄物埋設処分を念頭に空げき率の評価を行い、その健全性を確認した。
樋口 秀和; 大杉 武史; 中塩 信行; 門馬 利行; 藤平 俊夫; 石川 譲二; 伊勢田 浩克; 満田 幹之; 石原 圭輔; 須藤 智之; et al.
JAEA-Technology 2007-038, 189 Pages, 2007/07
JAEA-Technology-2007-038-01.pdf:15.13MBJAEA-Technology-2007-038-02.pdf:38.95MBJAEA-Technology-2007-038-03.pdf:48.42MBJAEA-Technology-2007-038-04.pdf:20.53MBJAEA-Technology-2007-038-05.pdf:10.44MB
高減容処理施設は、放射性廃棄物の廃棄体を作製する目的で日本原子力研究開発機構原子力科学研究所(旧日本原子力研究所東海研究所)に建設された施設である。施設は、大型金属廃棄物の解体・分別及び廃棄体等の保管廃棄を行う解体分別保管棟と溶融処理等の減容・安定化処理を行って廃棄体を作製する減容処理棟からなる。減容処理棟には、金属溶融炉,プラズマ溶融炉,焼却炉,高圧圧縮装置といった減容・安定化処理を行うための設備が設置されている。本報告では、施設建設の基本方針,施設の構成,各設備の機器仕様と2006年3月までに行った試運転の状況などについてまとめた。
金澤 真吾; 大杉 武史; 中塩 信行; 石原 圭輔; 横堀 智彦; 大越 実; 時澤 孝之; 中山 真一; 木村 武*
no journal, ,
農地等の除染作業から発生する植物や土壌等の除染廃棄物を減容処理することを目的として、パイロットスケールのロータリーキルン型熱分解炉を製作し、処理試験を行った。処理試験の概要及び製作した熱分解炉の概要について報告する。