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黒木 亮一郎; 鈴木 敏*; 田所 秀明*; 薄井 和也; 入之内 重徳; 安 隆己
動燃技報, (103), p.55 - 63, 1997/09
TRU廃棄物を区分管理するために、TRU核種を極低濃度領域まで測定できる非破壊測定技術として、アクティブ中性子法が有効とされている。プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)では、1990年度よりアクティブ中性子測定装置による測定技術の開発・実証を行っている。この試験で、廃棄物マトリクスによる検出感度への影響があることが実証されている。この影響を補正するため、廃棄物マトリクスの吸収能(中性子吸収断面積)および減速能(水素密度)を用いた補正手法を考案し、その適用性を評価した。この手法により、最大90%あった誤差を、
20%まで補正することが可能となった。ここではその補正手法について報告する。
薄井 和也; 家村 圭輔; 入之内 重徳; 横山 紘一郎
Proceedings of 19th Annual ESARDA Symposium on Safeguards and Nuclear Material Management, 0 Pages, 1997/00
TRU核種を含む放射性廃棄物を管理するための測定技術としてDDT法を用いたアクティブ中性子測定技術の開発を進めている。本測定法では、廃棄物マトリクスの中性子に対する吸収効果及び減速効果が測定値に誤差を与える。このため測定値を適切に補正し、測定の信頼性を向上させる手法を確立することが重要な課題である。ここでは、上記吸収効果及び減速効果に対応するパラメータとして巨視的吸収断面積、水素原子数密度に着目し、これらの値とアクティブ中性子測定値との関係を用いた補正手法について報告する。
薄井 和也; 家村 圭輔; 鈴置 善郎*; 竹澤 一晃*; 丸岡 邦夫*
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), p.0 - 0, 1995/00
原子力施設廃棄物中の極微量のTRU核種存在量の測定には、アクティブ中性子法の適用が有望である。そこでアクティブ中性子法TRU核種測定装置をSn法及びSn法とモンテカルロ法の組合せ法で解析し、解析精度を把握するとともに、装置の特性を検討した。その結果マトリクス内にPu試料を装荷した時の計数管の計数の計算精度はファクタ0.5
2の範囲にあること及びマトリクス内の熱中性子束分布とその時間依存性が一様である焼却灰がマトリクスとして有効であることを確認した。
稲田 栄一*; 大内 仁; 宮田 和俊*; 大内 優*; 薄井 和也*; 加川 昭夫; 山下 照雄; 水野 彰三*
PNC TN8410 88-045, 85 Pages, 1988/09
プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物並びに再処理工場等から発生する低レベル廃棄物について昭和62年度の処理,処分技術開発に関する資料としてまとめ,社内の検討に供する。 プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物を主対象に,TRU廃棄物の減容安定化,除染,区分管理並びに処分に関する技術開発を進め,減容安定化技術開発は焼却灰等をマイクロ波溶融法にて固化する際,ルツボ形状が固化体の密度に与える影響を評価した。 除染技術開発はバレル電解研摩除染試験を行い,除染の均一性及びバラツキ等を評価した。 区分管理技術開発は非破壊測定手法のパッシブガンマ法により,可燃性廃棄物の焼却前後における239Pu量の関係からパッシブガンマ法の妥当性を確認した。処分技術開発は実核種を用いて,浸出試験を行うための処分技術開発試験設備の製作,据付及び施設検査を行った。 又,人工バリアとして核種移行の遅延能力が大きい緩衝材中のTRU核種挙動試験として,TRU核種を用いて拡散試験等を実施した。 一方,今年度より再処理工場等から,発生する低レベル固体廃棄物並びに液体廃棄物の減容安定化に関する技術開発を開始し,低レベル廃棄物のうち,未処理のまま貯蔵管理されている廃シリカゲル,廃砂,焼却灰等の不燃性残渣の固化処理技術について,調査,検討並びに固化処理試験を行った。低レベル濃縮廃液の処理技術として,廃液中から放射性物質を分離除去し,残る硝酸塩分の廃液を非放射性として海洋放出する処理技術を選定し,模擬廃液によるコールド試験を行った。 又,低レベル濃縮廃液及び化学スラッジを遠心薄膜蒸発機及び横型パドル乾燥機により乾燥粉体化させる処理技術について模擬廃棄物によるコールド試験を行った。 更に,上記低レベル固体廃棄物並びに液体廃棄物の減容安定化技術の実証を目的として,低レベル廃棄物処理開発施設(LWTF)を考えており,今年度は基本設計2を行った。
大内 優*; 薄井 和也*; 加川 昭夫; 山下 照雄; 稲田 栄一*; 大内 仁; 鈴木 正啓*; 落合 健一*
PNC TN8410 88-044, 75 Pages, 1988/09
プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物を主対象に,TRU廃棄物の減容の安定化,除染,区分管理並びに処分に関する技術開発を進めるために以下の各試験を実施した。減容安定化技術開発は塩化ビニール等の塩素を多量に含んだ難燃物の焼却試験,焼却灰等をマイクロ波溶融法にて固化する際の固化体の高密度化,均一化等を目指したマイクロ波溶融固化試験,金属廃棄物をスラグ溶融にて溶融した際のスラグ層への模擬汚染物質の除染性等に関する金属溶融固化試験を行った。除染技術開発は金属廃棄物の多量除染処理として電解研摩除染法の一つであるバレル電解研摩除染試験を行った。 区分管理技術開発はTRU廃棄物中のPu量測定として非破壊測定手法であるパッシブガンマ法及びパッシブ中性子法についてPu量の検出限界レベルの検討等を行った。 処分技術開発はマイクロ波溶融法で作製したコールド固化体の長期浸出試験等を行う一方,人工バリアとして核種移行に関する緩衝材中のTRU核種挙動試験を行った。
鈴木 正啓*; 宮田 和俊*; 薄井 和也*
PNC TN8410 87-053, 92 Pages, 1987/03
東海事業所廃棄物対策委員会は昭和59年より4つのW・Gを設置し,放射性廃棄物対策のあり方について,考え方を明確にすることを目的に技術的検討を行ってきた。 そのうち当固化体フォーム検討分科会では,低レベル放射性廃棄物の管理上の課題である「固化」について技術開発課題,問題点等を整理し,長期貯蔵・処分の観点から固化特性を検討した。本報告書は放射性廃棄物の合理的な処理・処分を行うため固化体フォームについて国内外の文献調査・実績調査並びに管理方法等の整理・検討・R&D項目の摘出を行った結果を取りまとめたものであり,今後の廃棄物対策業務の一助とするものである。 尚,今回調査を行った文献は,約200件であり,その内訳としては以下の通りとなっている。 A減容処理に関するもの17件 B固化処理に関するもの72件 C固化体評価に関するもの94件 D安全評価(環境評価)に関するもの22件 Eバリア・パッケージに関するもの33件 Fその他15件
柴田 祐一; 田村 正則; 佐藤 俊一; 飯村 泉; 薄井 和也
no journal, ,
プルトニウム燃料製造施設から発生する塩化ビニルやネオプレン製グローブ等の放射性難燃性廃棄物(以下「難燃物」という)を焼却処理して減容・安定化するため、水冷ジャケット式の焼却設備を設計・製作し、実廃棄物を用いたホット試験を実施している。本焼却設備において、難燃物を焼却することによりPbCl
及びZnCl等が廃ガス冷却部で凝結し、大部分は2次C.F.で捕集されるが、長期間焼却を継続することで一部は廃ガス冷却部に堆積することが確認され、その部位を特定した。また、分析の結果、堆積物の化学組成を同定し、その生成過程について知見を得た。
柴田 祐一; 田村 正則; 飯村 泉; 薄井 和也
no journal, ,
プルトニウムに汚染された可燃物,不燃物と難燃物の固形廃棄物は、日本原子力研究開発機構(JAEA)において、MOX燃料製造に伴い発生する。難燃性廃棄物の焼却は、さまざまな問題(例えば廃ガス処理系に対する詰まり及び機器の腐食)を引き起こす。JAEAでは難燃性廃棄物のために新しいタイプ焼却システムを設計して、製作した。焼却システムは、2002年6月から稼働している。ここまで処理されたプルトニウム系固形廃棄物は、216m
(30トン)に達する。減容率は、およそ45(減重比は、およそ12)であった。飛灰と排気ガス中の揮発性の塩化物は、セラミックフィルタによる濾過との逆洗によって捕集された。本焼却システムは、その気密性を維持することで作業環境における汚染なしで運転を行うことができた。長期の運転の結果、腐食による有意な機器の損傷は観察されなかった。
柴田 祐一; 飯村 泉; 薄井 和也
no journal, ,
JAEAではMOX燃料製造施設から発生する可燃物及び含塩素廃棄物を焼却する新しい焼却設備を設計・設置した。この焼却施設は2002年6月から実証試験を開始し、今日までに約6000時間の運転で46.4トン(290m)の実廃棄物の処理を行った。本焼却設備において揮発性の塩化物の排ガス処理設備への堆積が課題となったが、堆積物の除去技術を開発したことで、継続的な運転ができることを確認した。
青木 勲; 箕内 洋之; 近藤 恒; 薄井 和也
no journal, ,
MOX燃料施設内の分析工程で発生した放射性廃液は、放射性物質等の除去を目的に、活性炭及びタンニン等の吸着剤を用いて吸着処理を行っている。本吸着処理設備により、分析廃液中の放射性物質の除染係数は、最大10
、全
放射能10
Bq/mlオーダーまで除染することができ、環境放出レベルまで除染できるプロセスであることを確認した。このことから、本プロセスは、プルトニウム含有廃液の全放射能の除染に有効であり、今後、関連施設への適用が期待される。
