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報告書

高減容処理施設の溶融設備における安全対策について; 溶融設備に係る意見交換会資料集

池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-016.pdf:12.79MB

日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。

報告書

研究施設等廃棄物の処理・処分のための前処理作業について,1

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$$beta$$$$gamma$$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。

論文

The Verification tests of the melting conditions for homogenization of metallic LLW at the JAEA

中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 石川 譲二; 満田 幹之; 横堀 智彦; 小澤 一茂; 門馬 利行; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.139 - 145, 2016/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構における低レベル放射性固体状廃棄物の減容処理の一環として、放射性金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために金属溶融設備の試運転を行なった。金属溶融設備の誘導炉を用いて、模擬放射性金属廃棄物と非放射性トレーサーを溶融した。模擬廃棄物が1,550$$^{circ}$$C以上で完全に溶融されれば、化学成分、溶融重量に関わらず、溶融固化体中のトレーサー分布はほぼ均一となることがわかった。

報告書

高圧圧縮装置における安定運転のための設備改善

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。

報告書

高圧圧縮充填固化体の空げき率評価

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。

論文

放射性廃棄物の処理

小澤 一茂; 山田 悟志

放射線業務従事者再教育訓練テキスト, p.133 - 150, 2011/00

核燃料物質及び核燃料物質に汚染された物の取扱いに関するもののうち、「放射性廃棄物の処理」について、放射能レベル,性状ごとに、固体廃棄物及び液体廃棄物の処理方法等を取りまとめたものであり、原子力科学研究所放射性廃棄物処理場における各々の設備・機器を中心に処理方法等を解説するものである。これにより、核燃料物質等(廃棄物)の運搬,貯蔵,廃棄の作業方法に関すること、放射性廃棄物の取扱い,核燃料物質等によって汚染された物の取扱いに関する知識を習得できるものである。

報告書

金属溶融設備における成型工程の合理化の検証

藤平 俊夫; 中塩 信行; 大杉 武史; 石川 譲二; 溝口 崇史; 塙 律; 染谷 計多*; 高橋 賢次*; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; et al.

JAEA-Technology 2010-008, 28 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-008.pdf:5.0MB

減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し、溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図るものである。これまでの試験運転結果を踏まえて、本設備のうち、溶融した金属から金属塊(インゴット)を作製する成型工程の改善工事を実施した。また、平成20年10月から試験運転を実施し、合理化した成型工程の検証を行った。本稿では、試験運転によって得られた合理化した成型工程での処理時間の短縮効果,ユーティリティ消費量の低減効果,保守作業の負担軽減効果等について報告する。

報告書

金属溶融設備における成型工程の合理化のための設備改善

藤平 俊夫; 染谷 計多; 高橋 賢次; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; 門馬 利行

JAEA-Technology 2009-031, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-031.pdf:21.66MB

減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図る。本設備は、平成15年度から試験運転を実施しており、その試験運転の経験から、溶融した金属の成型工程において、処理コストの低減,保守作業の負担軽減,保守作業に伴う作業員の被ばくの低減等に向けた知見が得られた。その知見を具体化するための設計検討,改善工事を平成18年度から19年度に実施し、成型工程の合理化のための設備改善が実現した。本稿では、金属溶融設備での成型工程の合理化のための検討,設備改善内容,評価等について報告する。

報告書

高減容処理施設の建設整備及び運転管理について

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:15.13MB
JAEA-Technology-2007-038-02.pdf:38.95MB
JAEA-Technology-2007-038-03.pdf:48.42MB
JAEA-Technology-2007-038-04.pdf:20.53MB
JAEA-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。

論文

Trial operation of the advanced volume reduction facilities for LLW at JAEA

中塩 信行; 樋口 秀和; 門馬 利行; 小澤 一茂; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 満田 幹之; 黒澤 重信; 邉見 光; 石川 譲二; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.441 - 447, 2007/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:41.7(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構は、低レベル放射性固体廃棄物を溶融,高圧圧縮処理等によって減容,均一,安定化できる高減容処理施設を建設整備した。本施設の運転によって、処分に適した廃棄体を作製できるだけでなく、現在貯蔵している廃棄物も減らすことができる。本施設は、大型廃棄物の解体設備を有する解体分別保管棟と、溶融設備,高圧圧縮設備を有する減容処理棟からなる。解体分別保管棟の解体設備は1999年7月に供用を開始した。これまでの処理廃棄物は750m$$^{3}$$に達し、減容比は1.7-3.7であった。減容処理棟では、2003年2月より作業者の訓練や溶融処理における廃棄物均一化条件把握を目的とするコールド運転を実施している。2005年度より減容処理棟の前処理設備において実廃棄物を用いた運転を一部開始した。

論文

System of the advanced volume reduction facilities for LLW at JAERI

樋口 秀和; 門馬 利行; 中塩 信行; 小澤 一茂; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 満田 幹之; 黒澤 重信; 邉見 光; 石川 譲二; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

日本原子力研究所は、表面線量率が2mSv/h以下の低レベル固体廃棄物を対象として、高い減容比と安定性が得られる溶融処理及び高圧縮処理を行う高減容処理施設を建設整備した。本施設により将来の処分に適した廃棄物パッケージを作製するとともに廃棄物の蓄積を減少することができる。本施設は解体分別保管棟及び減容処理棟から構成される。解体分別保管棟の解体設備では、タンクや塔槽類等200$$ell$$ドラム缶以上の大型廃棄物を、材質や形状に応じて、レーザー切断機,プラズマ切断機等適切な切断機器を選択して切断する。本設備は1999年7月より供用を開始し、前年度まで大型廃棄物を約600m$$^{3}$$処理し、約1/3に減容した。減容処理棟における処理対象廃棄物は、難燃物やガラス,コンクリート,金属等の不燃物である。放射能評価の容易な原子炉施設から発生した金属廃棄物は、高圧圧縮装置で減容する。その他の放射性物質の種類と量が多種多様な廃棄物は均一化することにより放射能評価が容易に行える金属または非金属溶融設備により減容を行う。減容処理棟は、2003年に整備を終了し、現在、作業者の訓練や均一化のための溶融条件把握のためのコールド運転を実施中であり、2005年度より実廃棄物を用いた運転を開始する予定である。

口頭

ウラン廃棄物処分方策の提案

川妻 伸二; 武部 愼一; 大内 優; 小澤 一茂; 八木 直人; 佐藤 和彦; 森本 靖之; 福島 正; 石橋 純*

no journal, , 

ウラン廃棄物の合理的な処分方策として浅地中処分可能な他の低ベル放射性廃棄物との同一の処分場での埋設を想定した場合のウランで汚染された廃棄物を含む場合の浅地中処分の濃度上限値導出のアプローチについて提案を行う。本発表内容は、「ウラン$$cdot$$TRU廃棄物等のクリアランス及び処分に関する検討委員会」(略称UTW勉強会)にて報告している。UTW勉強会はRANDECを事務局とし有識者,事業者から構成され、平成19年3月より開催されている会議体である。

口頭

赤外波長カメラを用いた金属溶融炉内監視状況の改善

石川 譲二; 中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 溝口 崇史; 小澤 一茂; 門馬 利行

no journal, , 

金属溶融炉の運転において、溶融対象廃棄物の成分に由来する発煙現象によって、炉内の視認性が一時的に低下することがある。そこで、赤外線波長領域を視認できるカメラを設置することで、炉内部の視認性を向上させることができた。

口頭

金属溶融処理における気相への物質移動,1; 排気系から回収したダストの性状分析

大杉 武史; 中塩 信行; 伊勢田 浩克; 塙 律; 小澤 一茂; 門馬 利行

no journal, , 

原子力科学研究所高減容処理施設の金属溶融設備では、鉄系金属製の廃棄物の溶融処理へ向けて、試運転を行っている。試運転において排気系に堆積したダストの組成,化学形及び形状を測定し、性状分析を行った。

口頭

金属溶融処理の溶湯中の酸素濃度測定,1; 溶融炉内上部体積の影響

中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 須藤 智之; 小澤 一茂; 門馬 利行

no journal, , 

放射性廃棄物の金属溶融処理において、放射性核種の金属相-スラグ相への分配挙動やスラグ相の形成は金属溶湯中の酸素濃度に影響を受ける。溶湯中の酸素濃度は実機の運転条件に応じて変化する可能性があるので、本研究では溶融炉内上部体積の変化が溶湯中の酸素濃度に与える影響を調べた。

口頭

植物残渣の焼却条件が排気系粒子に与える影響

大杉 武史; 塙 律; 横堀 智彦; 小澤 一茂; 赤堀 光雄; 岡本 芳浩; 大越 実

no journal, , 

農地等の除染作業から発生する植物などの除染廃棄物を減容処理することを目的として、植物体の焼却過程から発生する排気系粒子の発生量及び分布について調査した。

口頭

溶融処理時における耐火物へのCsの移動特性

大杉 武史; 塙 律; 伊藤 圭祐; 桑原 彬; 中塩 信行; 小澤 一茂; 中島 邦彦*; 齊藤 敬高*; 大越 実

no journal, , 

除染廃棄物の焼却灰等を溶融処理した場合の耐火物へのCs蓄積についての知見を得る目的で、Csを含む溶融スラグに耐火物を浸漬させる試験を行い、耐火物へのCs移動について調査した。試験の概要について報告する。

口頭

植物残渣の焼却時に発生する飛灰中のCs分布

横堀 智彦; 大杉 武史; 塙 律; 伊藤 圭祐; 小澤 一茂; 赤堀 光雄; 岡本 芳浩; 大越 実

no journal, , 

農地等の除染作業から発生する植物などの除染廃棄物を減容処理することを目的として、植物体の焼却過程から発生する排気系粒子中のCs分布について調査した。

口頭

耐火物中のCs存在形態分析

桑原 彬; 大杉 武史; 塙 律; 伊藤 圭祐; 中塩 信行; 小澤 一茂; 目黒 義弘; 赤堀 光雄; 岡本 芳浩; 中島 邦彦*; et al.

no journal, , 

除染廃棄物の焼却灰等を溶融処理した場合の耐火物へのCs蓄積についての知見を得る目的で、Csを含む溶融スラグに耐火物を浸漬させる試験を行い、耐火物へのCs移動について調査した。耐火物でCsがとる化学形態について分析を行った。

口頭

小規模試験装置を用いて得られた加熱処理時のCsに関する知見

大杉 武史; 塙 律; 伊藤 圭祐; 小澤 一茂; 岡本 芳浩; 赤堀 光雄; 大越 実

no journal, , 

除染廃棄物の減容化処理方法として、焼却,溶融といった熱的処理は、減容率が高いことから重要な選択肢である。我々は、除染廃棄物の焼却処理及び焼却から発生する焼却灰の溶融処理に関して、主に作業員へ放射線影響を与える要因という観点から、処理設備内でのCs挙動を明らかにすることを目的として、小規模試験装置を用いて試験を行っている。今回は実施している2つの試験(1)焼却発生粒子中のCs分布、(2)溶融炉耐火物中へのCs移行特性について報告する。

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