Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
角田 直己; 朝倉 祥郎*
PNC TN8450 89-002, 170 Pages, 1989/03
本資料は1988年度に環境工学開発部長,部長代理が外部発表許可を得て,会議,セミナー等で発表した内容及び準備の際に作成したものの中から主要部分をとりあげ整理したものである。本文の構成は発表用OHP(スライド)と説明文が対になっており,今後の外部発表時の参考,引用が容易なものとなっている。今後の補充・見直しの題材としての利用,のみならず廃棄物関連業務に対する理解を探めるための一助となれば幸いである。
新井 隆; 湯佐 泰久; 佐々木 憲明; 角田 直己; 高野 仁*
PNC TN8410 89-010, 17 Pages, 1989/02
高レベルガラス固化体の地層処分における長期の変質挙動を解明するため、富士火山噴山物中の玄武岩質火山ガラスの変質について調査を行った。従来の研究では、火力ガラスの変質速度は環境条件によってかなりの幅を持つことが報告されているが、環境条件について詳細な検討が行われていない。本研究では宝永スコリア(280年前)と砂沢スコリア(2800年前)という比較新しい火山噴出物を研究対象とし、気象データや地下水の分析に基づき環境条件を明確にした上で変質速度や変質層の性状について検討した。ガラスの変質温度は約13
C、地下水の流量は0.2l/CM2/yと見積もられ、この条件下で淡水と反応したガラスの変質速度は数
m/1000yであることがわかった。これらの玄武岩質ガラスに形成された変質層の形態は、侵出試験でホウケイ酸ガラスに形成された変質層と類似していた。また地下水中の元素濃度は、ガラスの侵出の結果としてほぼ説明されることがわかった。 なお、本論文は1988年10月にベルリンで開催されたMaterials Research SocietyのScientific Basis for Nuclear Waste Management第12回国際シンポジウムでの発表をまとめたものである。
宮原 要; 芦田 敬; 佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 角田 直己
PNC TN8410 89-009, 16 Pages, 1989/02
東海再処理工場で発生した高レベル廃液を用いて作成した実高レベルガラス固化体の浸出試験をCPF(Chemical Processing Facility)において実施した。試験の結果,種々の放射性核種の浸出挙動が把握でき以下の結論が得られた。 1)模擬ガラス固化体の浸出挙動と比較して,ガラス主成分の浸出量はほぼ同じであり,放射線分解生成物による浸出量の増加は本試験条件においてはみられなかった。 2)浸出の指標となるBの浸出量と比較することでCoについてはコングルエントな浸出,Co, Sb, Ce, Eu, Pu, Am, Cm,についてはイングルエントな浸出となっていると考えられた。 3)測定されたすべてのアクチニドについて,浸出容器壁面への吸着が認められた。それぞれのアクチニドの吸着量は,浸出容器壁面の硝酸洗浄により求めることができた。 4)規格化浸出量で比べた場合,核種移行に寄与すると考えられる溶液中の割合は,Pu, Am,については,Cmに比べ1
2桁小さいことがわかった。 尚,本論文は1988年10月にベルリンで開催されたMRS会議での発表をまとめたものである。
出光 一哉*; 石黒 勝彦; 湯佐 泰久; 佐々木 憲明; 角田 直己
PNC TN8410 89-008, 75 Pages, 1989/02
本論文は,1988年10月57日にスウェーデンのルンドで開催された「高レベル廃棄物処分場のための粘土系人工バリア」の会議(SKB***主催)で発表したものである。 目的水で飽和した圧縮ベントナイト中のプルトニウムの拡散係数を測定する。 方法直径20mm,高さ20mmの円柱試験中にプルトニウムを約1カ月間拡散させ,その濃度分布から拡散係数を算出した。用いた材料は,山形県月布産,青森県黒石産のベントナイトである。月布産ベントナイトは更に1)無処理,2)精製物(Na-型),3)塩酸処理物(H-型)に分けられた。H-型はNa-型に比べpH・膨潤圧が低く拡散係数が大きくなると予想され,試料中の濃度分布を測定するのに都合が良いので標準試料として用いた。試料のバルク密度は12001800kg/M3である。 結果試料中のプルトニウム濃度分布は一定濃度源からの拡散で説明できた。得られた拡散係数は10-1310-12m2/s(H-型,黒石産),10-14m2/s(Na-型,月布産)であった。H-型ベントナイト中の拡散係数は,バルク密度の上昇と共に減少する傾向があるが,石英砂(50%まで)とヘマタイト(1%まで)の混合による影響は認められなかった。
虎田 真一郎; 佐々木 憲明; 堀江 水明; 角田 直己
PNC TN8440 88-016, 18 Pages, 1988/10
東海再処理工場の運転に伴い発生する高レベル廃液を固化処理し,併せてプラント規模のガラス固化技術を実証する目的で,ガラス固化技術開発施設(TVF)の建設が進められている。 ガラス溶融炉は,ガラス固化プロセスの中心となる機器であり,構造上,運転上の信頼性を向上させるため,1977年以来ETF,MTFにおいて,実スケ-ルの溶融炉を用いた技術開発を行って来た。 本報では,溶融炉技術に関して,動燃で開発した成果が顕著である下記のテ-マを中心に,開発の経緯を述べる。 1)導電性スラッジの滞溜を防止する,炉構造及びガラス抜き出し技術。 2)ガラス繊維原料を用いる,液体供給メルタ技術(LFCM) 3)溶融炉の遠隔操作,及び廃メルタの遠隔解体技術。 これらの技術開発成果をTVFのプロセス設計に反映し,TVFの運転・保守の信頼性向上に結びつけた。 なお,本報はアメリカ原子力学会廃棄物トピカルミ-ティング"SPECTRUM'88"に於いて発表した。
石黒 勝彦; 河村 和廣; 園部 一志; 野高 昌之*; 新井 隆; 湯佐 泰久; 角田 直己
PNC TN8410 87-071, 37 Pages, 1987/08
本論文は、「処分環境下における人工バリア材の性能に関する実験的研究」と題して1987年8月24、25日にスイスのローザンヌで開催された会議で発表した内容の詳細を記述したものである。処分環境下における人工バリア材(ガラス固化体、オーバーパック材及び緩衝材)の耐久性を評価する目的で実施した実験的研究は、次のようにまとめられる。(1)ガラス固化体浸出特性: 1年以上の浸出試験の結果、高いSA/V比(試料表面積/浸出液量比)の条件で浸出が抑制された。これは、浸出液中のシリコン濃度の飽和により、他の元素の浸出が抑制されたためと考えられる。(2)オーバーパック候補材の腐食挙動: 炭素鋼とチタンについて模擬地下水及びベントナイト共存下で試験をした結果、局部腐食は認められなかった。炭素鋼の腐食速度はベントナイト/水比に依存することがかった。また、チタン系材料について、すきま腐食発生の臨界条件を求めた。(3)緩衝材(圧縮ベントナイト)の止水性能:ベントナイト密度の増加とともに透水係数は小さくなり、膨潤圧は大きくなる。ベントナイトにクラックが存在しても著しい透水性能の劣化は起きなかった。また、処分開始時を想定し、乾燥ベントナイトへの水の浸入速度を評価した。
角田 直己; 永木 裕; 樫原 英千世*; 五十嵐 寛; 遠藤 昇*; 佐々木 憲明; 稲田 栄一*
PNC TN841 85-44, 41 Pages, 1985/10
ガラス溶融炉熱上げ技術開発の一環としてマイクロ波加熱装置を製作し,マイクロ波加熱による熱上げ試験を行った。昭和56年3月に工学試験設備のBメルターにマイクロ波加熱装置を設置した。予備試験及び第1,2回の熱上げ試験ではマイクロ波の拡散,メルターの電極の冷却の影響等により直接通電までに至らなかった。第3回の熱上げ試験では,電磁ホーンの改良を行う等の対策により,片側の一対の電極のみ通電可能となった。さらに改良を重ね,第5回目の熱上げ試験で実用可能な電磁ホーンを開発し,以降第13回までの熱上げ試験を行った。 以上の熱上げ試験の結果,直接通電開始に必要な所要電力,熱上げ所要時間に及ぼす各因子の影響,直接通電開始条件について検討した。 さらに,マイクロ波加熱技術をさらに進めるに当っての課題を摘出した。
角田 直己; 五十嵐 寛
PNC TN160 82-06, 62 Pages, 1982/07
標記シンポジウムには、16ケ国から約250人の参加者があり100件ほどの発表があった。高レベル放射性廃棄物の固化体評価、固化体と岩石の相互作用、処分時のバックフィル材、処分場、モデル解析など地層処分に関する発表、討議が主であった。このシンポジウムとは別に、OECD/NEAによる廃棄物管理と放射線防護に関する専門家会議、日本、スイスおよびスウェーデン三ケ国によるガラス固化体地層処分時の浸出性評価に関する共同研究の技術顧問会議にも出席した。これらの概要を報告する。
角田 直己; 大場 正昭*; 財津 和久*; 虎田 真一郎; 林 浩一*; 立花 茂雄*; 川西 宣男*; 池田 諭志*
PNC TN851 80-01, , 1980/07
これは,高放射性廃液固化体の性能基準化を進めようとする米国原子力規制委員会(U.S NRC)が,国家研究評議会(National Reseafch Council)を通じ,輸送,処理の観点から固化の現状のレビュー,問題点等を整理させたものの報告書である。"Soli-dification of High-Level RadioactiveWastes-NURED/CR-0895"の全訳である。内容物に必ずしも目新しいものではないが,国化プロジェクト全般が一通り整理されており,廃棄物対策室の勧めもあり,担当者の勉強も兼ねて邦訳したものである。関係者の参考となれば幸いである。
角田 直己; 佐々木 憲明; 永木 裕
PNC TN841 80-22, 104 Pages, 1980/04
高レベル放射性廃液を,ガラス固化体に交換するプロセスにおいて,前処理方法としての流動床仮焼法の技術的評価を行う目的で,内径4インチの小型流動床仮焼装置を用いて,模擬廃液の仮焼試験を行った。試験ではまず,動燃再処理工場で発生する高レベル放射性廃液の組成を,ORIGENコードを用いて推定し,その値から模擬廃液を合成した。次いで,主要な化合物についての熱分析や模擬廃液のルツボ仮焼により,仮焼の特性を把握した後,流動化を阻害するNaNO/SUB3の影響を除くために,種々の添加物について効果を調べた。模擬廃液の仮焼試験は(1)造粒法(2)飛び出し法(3)コーディング法の3方法について,主に仮焼炉の操作性や運転条件を把握することを目標として行った。その結果,溶融シリカを流動媒体とし,添加物として硝酸アルミニウムを用いるコーディング法が最も優れていることがわかった。なお,仮焼試験に先だち,各種の流動媒体の流動性を,ガラス製流動化試験装置により把握した。装置上の問題点としては,(1)廃液スプレーノズルの閉塞(2)オフガス中の微粉の処理(3)仮焼炉からの流動媒体抜き出しラインの閉塞が重要であり,ホットセル内での自動遠隔運転や保守に対して技術開発を要することを指摘した。
増田 純男; 角田 直己; 荻野 直彦*
PNC TN841 79-56, 16 Pages, 1979/10
None
荻野 直彦*; 増田 純男; 角田 直己; 山中 俊郎*; 二宮 正幸*; 坂根 崇*; 中村 繁治*; 川村 将*
PNC TN841 79-55, 21 Pages, 1979/10
None
永木 裕; 荻野 直彦*; 角田 直己; 瀬川 猛*
PNC TN841 79-54, 18 Pages, 1979/10
None
1979年4月角田 直己; 財津 知久*; 大場 正昭*; 永木 裕; 坂田 弘美*; 今井 孝一*; 佐々木 憲明
PNC TN841 79-64, 51 Pages, 1979/07
高放射性廃液の脱硝濃縮液にガラスフリットの微粉を添加した後,金属製ポットメルター内でスラリー状態から直接ガラス溶融する方式について試験・評価を行った。まず基礎試験として,ルツボを用いて,スラリーがガラス化する速度を温度,容器内径およびスラリー中酸化物含有量の関係として数式化した。またスラリーがガラス化するまでに要する熱量を測定した。次いで,ポット内にスラリーを連続的に供給しながらガラス化させるライジングレベル法を試験した結果,特に微粉の飛び出しによるオフガス配管の閉塞およびポット内圧上昇が問題であることがわかった。これらの原因を明らかにするため,ポット内部を観察した。ポット内のガラス形成層のレベルは加熱ヒーターの電力変化パターンから推測できた。ライジングレベル式ポット溶融法と比較するため,スラリーのバッチ式ポット溶融実験も試みた。その結果,この方法は操作も簡単であり,オフガスへの微粉の飛び出し量も非常に少ない方法であることがわかった。さらに,CIB法流動床仮焼プロダクトのポット溶融も試みた。オフガス量が多い場合,プロダクト中の微粉が多量にオフガス系に飛び出し管閉塞を生じた。得られたガラスについては,密度,浸出率,熱膨張率,軟化点などの物性を測定した。
角田 直己; 佐々木 憲明; 大場 正昭*; 財津 和久*
PNC TN851 79-01, , 1979/03
これは,高レベル廃液を固化するプロセスから発生するオフガスの処理について,J.D.ChristianとD.T.Penceがまとめた文献"Critical Assessment of Methods for Treating Airborne Effluents from High-Level Waste Solidification Processes",PNL-2486(1977)の全訳である。各国で開発されつつある固化プロセスが紹介され,それらで用いられているオフガス機器とその除染係数について実績と問題点が網羅されており,実際に固化プロセスのオフガス処理技術開発を担当する者にとってはもちろん,それ以外の関係者にも非常に有用であると考えられたのでここに訳出した次第である。
角田 直己
PNC TN860 79-01, , 1979/02
我国に於ける高放射性廃液固化・貯蔵・パイロットプラントについては,原子力委員会の策定した計画に従って,昭和60年代初期の運開を目標として,関連するR&Dを鋭意推進しているところである。この目標を達成するためには,設計,許認可,建設,試運転などに必要となるリードタイムを考慮すると,昭和55年度には予備設計に着手しなければならないであろう。このため,パイロットプラントに採用するプロセス決定に寄与するR&Dは,今年度を含め2年以内に集中させ,また海外技術についてもこの期間に充分な評価を行なっておかなければならない。諸外国でも1985年1990年(昭和60年65年)の運開を目標とした開発スケジュールが進められている。これらについては,その概要は報告されているものの,いずれも開発が急ピッチで進められているところから,技術的詳細にわたっての最新の情報としては,我国においては不明確な点が多々ある。そこで,この時期に於て,既に得られつつある我国のR&Dの成果をふまえ,先進諸国の技術内容,動向について充分な調査を行ない,今後の我国のR&Dに効果的に反映させ,効果的な計画の推進を計るため,専門的見地から討議,視察を含む海外調査を実施する。
角田 直己; 財津 知久*; 佐々木 憲明; 永木 裕
PNC TN842 78-02, 113 Pages, 1978/11
高レベル放射性廃液の固化処理工程において,オフガス処理上ルテニウムの揮発は最も重大な問題の一つであり,各国ともそれを抑制する固化処理条件あるいはオフガス処理システムでの捕集法について詳細に研究しているようである。本報は,我国における固化処理技術の研究開発に資するため,ルテニウムの揮発,分解,沈着,捕集法および基礎物性などについて文献調査した結果をまとめたものである。
角田 直己; 池田 諭志*; 根本 慎一*; 小林 洋昭; 立花 利道; 古屋 広高; 小泉 益通
PNC TN841 77-64, 48 Pages, 1977/12
Purex再処理工程より発生する廃有機溶媒の安全な処理技術開発の一環として、減容比が大きく直接的な処理法であり、TBP中のリン分を水中に捕集できる可能性のある液中燃焼法に注目し、その可能性を確かめるために小型試験装置を用いてTBP(30%)-ケロシン(70%)溶媒の焼却試験を実施した。その結果、TBP溶媒自体は900度C程度で良く燃焼し耐火物の目立った損傷も認められなかった。TBP中のリン分はその約40%がPO/SUP3/SUB4として水中に検出された。排ガス中で検出されたのは1.3%程度であった。又、炉内の一部に燃焼生成物の発生が観察された。以下、試験の概要を示し、耐火物の種類等に関し若干の検討を加えた。なお、この試験はボルカノ株式会社に於て実施したものである。
