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角田 直己; 片山 博*; 都築 清次*; 佐々木 憲明; 間野 正*; 坂田 弘美*; 永井 均*
PNC TN841 77-09, , 1977/02
この報告書は,動燃再処理工場から発生する高放射性廃液の固化を目標とした試験研究の第1報である。高放射性廃液の最終固化体の形態としては,ガラス固化体,セラミック固化体,その他が世界各国で考えられているが,最終的な結論はまだ出されていないのが現状である。しかし,どの形態の固化体に決められるにしても,その固化体を作製するプロセスの中には,高放射性廃液を高温で処理して酸化物の仮焼体を作るプロセスが入る場合が多い。これは1つには,仮焼体の形態を経ることによって廃液の連続的大量処理が可能なことによるし,また1つには最終固化体の形態が決まっていない現状では,仮焼体の持つflexibilityにもよると考えられる。仮焼プロセスには種々の方法があるが,その中から流動床仮焼法を選択し装置の製作を行なった。本報告書では,装置製作に当っての機器選定に関する考慮,設計基準にとったマテリアルバランスとヒートバランス,計装に対する思想,検査および試運転結果等について述べる。
堤 健一*; 片山 博*; 角田 直己; 根本 慎一*; 小林 洋昭; 佐々木 憲明; 都築 清次*; 池田 諭志*
PNC TN841 76-48, , 1976/12
この試験は,動燃再処理工場と同様なPurex工程から発生する高放射性廃液を対象として行なった。動燃の再処理プロセスでは,ウラン,プルトニウムのみ回収し,アメリシウム,ネプツニウム等の超ウラン元素は,全て高放射性廃液に混入する。また,第1抽出工程(共除染工程)で使用したTBPを洗浄するNa2CO3の一部も高放射性廃液中に混入し,そのNa濃度は約1mol/l程度となることが推定される。
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。
石原 健彦; 松村 隆*; 桑島 謙臣*; 瀬川 猛*; 都築 清次*; 市川 龍資*; 浜田 達二*
日本原子力学会誌, 14(5), p.170 - 190, 1972/00
現在進行中の原子力開発利用長期計画の改訂が当初の予定からかなり遅れている理由の1つに,環境安全問題のたかまりがある。ここで取り上げる放射性廃棄物の処理処分については,幸い原子力開発利用の初めから配慮し慎重に対処してきたので,原子力公害を実際上言葉の上だけのものとしている。
