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松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*
Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/10
東海再処理施設では、発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設としてLWTFを建設し、コールド試験を実施している。本施設では、当初、液体廃棄物の処理に伴って発生する核種分離後の硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていた。しかし、現在は、環境負荷低減のために廃液内の硝酸根を分解する必要があり、硝酸塩を炭酸塩に置換した後、セメント固化体とする計画として、設備導入に向けた検討を進めている。現在、この廃液に対するセメント固化技術開発として、高炉スラグ(BFS)を主成分としたセメント材の適用検討を行っている。本発表では実規模(200Lドラム缶スケール)で試験を行った結果についてまとめたものを報告する。
堀口 賢一; 菅谷 篤志; 齋藤 恭央; 田中 憲治; 圷 茂; 平田 利明
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9411_1 - 9411_9, 2009/05
使用済燃料の再処理により発生する低放射性廃棄物を安全,効率的かつ経済的に処理することを目的に東海再処理施設内に低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)が建設され、現在試運転が実施されている。LWTFにおける処理対象廃棄物は、可燃/難燃性固体廃棄物と低放射性廃液である。難燃性固体廃棄物には材料腐食の原因となる塩素を含んでいる。また、低放射性廃液としては、放射能レベル,化学組成の異なる数区分の廃液が発生し、環境汚染の原因となる硝酸根やセメント固化処理法の妨害物質となる炭酸塩,リン酸などを含んでいる。この施設では可燃/難燃性固体廃棄物に対しては高減容が期待できる焼却処理法を採用し、液体廃棄物の新しい処理法として最終処分費用の大幅な低減化が期待できる核種分離技術を採用した。また、低放射性廃液に大量に含まれる硝酸根の触媒-還元による硝酸根分解法と、廃棄物の高充填を可能としたセメント固化法の開発に取り組んでいる。この技術開発の成果は、近い将来LWTFに導入する予定である。
齋藤 恭央; 高野 雅人; 田中 憲治; 小林 健太郎; 大谷 吉邦
Proceedings of International Symposium on Radiation Safety Management 2007 (ISRSM 2007), p.275 - 280, 2007/11
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、軽水炉からの使用済燃料の再処理によって発生する低レベルの液体廃棄物を安全で、かつ、合理的,経済的に処理・処分することを目的として、東海再処理施設に建設され、現在、コールド試験を実施中である。LWTFでは、核種分離やROBE固化などの新しい方法で処理を行う一方、多くの硝酸ナトリウムを含んだ低レベル液体廃棄物を安全でかつ経済的に処理するために触媒還元法を用いた硝酸イオンの分解処理やセメント固化処理のR&Dを行っている。このR&D結果は、将来的にLWTFに適用する計画である。本発表では、LWTFの廃液処理の概要と将来の最終処分をより合理的,経済的に達成するための技術開発を紹介する。
今本 信雄; 齋藤 恭央; 宮田 和俊; 狩野 元信
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), 0 Pages, 2000/00
東海再処理施設から発生する低放射性の塩素含有廃棄物を対象とした減容処理技術開発を行っている。開発されたプロセスでは、塩酸ガスの耐食性にすぐれたハステロイを用いた縦形円筒水冷ジャケット炉を用いる。現在、この新技術の実証を目的とした施設の設計を進めている。
齋藤 恭央; 今本 信雄; 宮田 和俊; 狩野 元信
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), 0 Pages, 2000/00
東海再処理施設から発生する低放射性の濃縮廃液を対象とした減容処理技術開発を行っている。開発されたプロセスは、化学凝集沈殿・限外ろ過、イオン交換を用いて廃液から核種を分離し、発生した化学スラッジは減圧蒸発固化を行う方法である。現在、この新技術の実証を目的とした施設の設計を進めている。
伊藤 義之; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央
no journal, ,
東海・再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、3種類の廃液(スラリ廃液, リン酸塩廃液, 炭酸塩廃液)をセメント固化し廃棄体とすることを計画しており、セメント固化設備の設計(安全性評価)では、セメント固化体から発生する水素ガス発生量を評価する必要がある。このため、模擬のセメント固化体を用いた
線照射試験を行い、各固化体の水素生成G値を測定した。その結果、スラリ固化体のG値は、約0.03、炭酸塩固化体0.02
0.14、リン酸塩固化体0.210.37(/100eV)であり、水素生成G値は、固化する廃液成分やその充てん率によって異なってくることが分かった。
伊藤 義之; 齋藤 恭央; 篠田 優*; 三村 均*; 松倉 実*; 石崎 英司*
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)の吸着処理工程では、約5mol/Lの高濃度硝酸塩廃液から
Csや
Srを吸着処理するため、Cs吸着材としては、フェロシアン化物を用いた吸着材が有用とされていた。しかし、フェロシアン化物やその造粒に使われるポリアクリロニトリルは、シアノ基を含んでおり、硝酸塩溶液中で使用した場合、それらの放射線分解によるシアン化水素の発生に対する懸念があった。このため、線照射試験を行った結果、フェロシアン化物からのシアンイオン(CN
)の生成は、硝酸塩溶液に浸漬した場合に顕著であった。硝酸イオン(NO
)は、放射線分解によって亜硝酸イオンとOHラジカル(OH・)を生成し、OH・は、フェロシアン化物を分解しCNを生成させるため、NO存在下では、CNを生成しやすいと考えられる。また、新たな無機系のCs吸着材として、ケイチタン酸塩吸着材(CST(IE-911))の吸着特性を評価した結果、CSTは、フェロシアン化物を用いた吸着材と比較して破過吸着容量等の点で優れた吸着性能を有していることが分かった。
佐藤 史紀; 茶木 孝仁*; 齋藤 恭央; 新井 剛*
no journal, ,
再処理施設から発生する低放射性廃液の固化処理方法として、廃液中のリンを固化体の骨格に利用可能な鉄リン酸ガラスに着目し、夾雑元素を含む廃液の溶融ガラス化試験の計画を検討した。
茶木 孝仁*; 新井 剛*; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央
no journal, ,
再処理施設から発生するリン酸塩やNa塩を多く含む低放射性廃液の固化処理方法として鉄リン酸ガラスに着目した。既往の研究成果よりNaの高充填化が可能な組成が明らかとなった。本研究ではPCT-B法を用いた耐水性能の評価を行い、本ガラスは良好な耐水性を有していることが明らかとなった。
毛利 雅裕*; 茶木 孝仁*; 新井 剛*; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央
no journal, ,
使用済み核燃料再処理施設から発生する低レベル放射性廃液の固化処理方法として、廃液成分中に含まれるリンを固化体骨格に利用可能な鉄リン酸ガラスに着目した。本研究では、廃液中に含まれる核分裂生成物や腐食生成物が固化体形成に及ぼす影響を検討し、Pd及びMoが影響を及ぼすことが明らかとなった。
松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*
no journal, ,
東海再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設として建設され、コールド試験が実施されている。本施設では、液体廃棄物の処理に伴って発生する硝酸塩廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていたが、現在は炭酸塩廃液に置換した後、セメント固化体とする計画であり、設備導入に向けた検討、設計を進めている。本報告では、この炭酸塩廃液について実規模大(200Lドラム缶)でのセメント混練・固化試験を行い、セメント固化体の経時変化における強度及び廃液組成が変化した際の強度への影響について検討した結果を報告する。
毛利 雅裕*; 新井 剛*; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央
no journal, ,
再処理施設から生じるリン酸廃液を鉄リン酸ガラスの新規組成(物理量比Fe:P:Na=:1.0:1.6:1.5)で溶融ガラス化した固化体試料は、良好な廃棄物充填率及び耐水性を有することが確認された。
佐藤 史紀; 毛利 雅裕*; 新井 剛*; 齋藤 恭央
no journal, ,
低放射性廃液の分析結果を踏まえて設定した夾雑元素を含む模擬廃液を用いた溶融ガラス化試験の結果(廃棄物充填率、夾雑元素の影響等)を報告する。
佐藤 史紀; 松島 怜達; 伊藤 義之; 齋藤 恭央
no journal, ,
東海再処理施設内の低放射性廃棄物処理技術開発施設で作製予定のセメント固化体について、放射線による水素ガス発生量を評価するため、模擬セメント固化体を作製して水素生成G値を測定した。
毛利 雅裕*; 新井 剛*; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央
no journal, ,
鉄リン酸ガラス(mol比Fe:P:Na=:1.0:1.6:1.5)によるリン酸廃液のガラス固化体を作製し、冷却速度が化学的安定性に及ぼす影響について詳密に検討した。
松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*
no journal, ,
東海再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設として建設され、コールド試験が実施されている。本施設では、液体廃棄物の処理に伴って発生する硝酸塩廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていたが、現在は炭酸塩廃液に置換した後、セメント固化体とする計画であり、設備導入に向けた検討、設計を進めている。本報告では、この炭酸塩廃液について実規模大(200Lドラム缶)でのセメント混練・固化試験を行い、セメント固化体の経時変化及び廃液組成が変化した際の強度への影響について検討した結果を報告する。
Smの微量分析法の高度化を指向したクロマトグラフィ法の最適化吉田 正明*; 新井 剛*; 松島 怜達; 齋藤 恭央
no journal, ,
多核種除去設備(ALPS)の処理性能評価に求められる微量Smの定量分析の前処理として、多核種からのSm(III)の単離方法としてクロマトグラフィ法の検討を行った。本研究の成果よりHDEHP含侵吸着材を用い、硝酸溶液を溶離液としたグラジエント溶離でSm(III)を単離できることが明らかとなった。
佐藤 史紀; 松島 怜達; 伊藤 義之; 齋藤 恭央
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、東海再処理施設内の各工程から発生した廃液を蒸発濃縮した低放射性濃縮廃液を処理する計画である。現在、この廃液については、核種分離(共沈・限外ろ過、Cs・Sr吸着)を実施後、硝酸根分解処理によって炭酸塩廃液とした上で、高炉セメントC種を用いて固化することを計画している。セメント固化設備の設計(安全性評価)では、固化体からの水素ガス発生量を評価する必要があるが、固化体の水素生成G値〔G(H
)〕は、使用するセメント材の組成や固型化される廃液成分等によって異なる。本報では、実機で想定される組成(硝酸根の分解率)を持つ炭酸塩廃液を用いた固化体を作製した上で、線照射してG(H)を測定した。
佐藤 史紀; 毛利 雅裕*; 新井 剛*; 齋藤 恭央
no journal, ,
再処理施設から発生する低放射性廃液の固化処理方法として、廃液中のリンを固化体の骨格に利用可能な鉄リン酸ガラスに着目し、夾雑元素を含む廃液の溶融ガラス化試験を行うと共に、結果を評価した。
木田 福香*; 中村 文也*; 新井 剛*; 松島 怜達; 齋藤 恭央
no journal, ,
本研究ではNa高含有放射性廃液中のNaとその他核種の分離に適した吸着材の開発を行った。本研究で開発した複合型IDA樹脂(SIDAR)は、Na高含有溶液から選択的に目的元素を吸着できることが示された。