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報告書

廃棄物の合理的処理処分方策の基本的考え方; 廃棄物処理の加速に向けた検討結果

中川 明憲; 及川 敦; 村上 昌史; 吉田 幸彦; 佐々木 紀樹; 岡田 翔太; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2021-006, 186 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-006.pdf:54.45MB

日本原子力研究開発機構が保管する放射性廃棄物のうち、一部の放射性廃棄物については過去に未分別のまま圧縮等の処理が行われていた。このため、埋設処分に向けて圧縮されたものを分解して確認する等の作業に多くの時間が必要であると想定され、放射性廃棄物の早期のリスク低減を行う方策について、廃棄物処理及び埋設処分の2つの観点から検討を実施した。前処理,処理及び固型化といった廃棄物処理作業の中で時間を要している工程を分析し、放射能濃度評価、有害物等の分別、及び可燃物の分別といった課題を抽出した。放射能濃度評価に関しては、保守的な核種組成比と非破壊$$gamma$$線測定による廃棄体中の放射能濃度評価方法の検討、及びトレンチ埋設施設構造の高度化を図るとともに、評価対象核種の選定に一定の基準を設定することにより、評価対象核種を絞り込める可能性があることを明らかにした。有害物等の分別に関しては、非破壊検査と記録・有害物使用状況等による分別の要否の確認により、分別作業を大幅に削減できる見込みが得られた。また、廃棄物から地下水中に移行した重金属による地下水中濃度を評価し、水質に関する環境基準を遵守可能な廃棄体中に含有される濃度として受入基準を提示した。可燃物の分別に関しては、埋設施設内空隙増加による陥没の影響を評価し、覆土での事前対応が可能な可燃物含有量を評価するとともに、非破壊検査による可燃物量の確認と、解体で発生するコンクリートのような可燃物含有量が少ない廃棄物との混合埋設により、埋設処分場内の廃棄物層の平均的な可燃物の含有割合を20vol%とする定置管理を行い、分別作業を不要にできる見込みが得られた。原子力科学研究所の圧縮体を例に、これらの方策を施すことによる廃棄物処理加速の効果についての評価を実施し、廃棄物の分別処理作業を約5倍加速できる見込みが得られた。今後、検討した対策の実現に向けた対応を進める。

報告書

福島第一原子力発電所の廃炉によって発生する放射性廃棄物の処理に向けた固化技術及び減容技術カタログ

加藤 潤; 中川 明憲; 谷口 拓海; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Review 2017-015, 173 Pages, 2017/07

JAEA-Review-2017-015.pdf:6.67MB

福島第一原子力発電所では様々な性状の放射性廃棄物が発生している。これらの放射性廃棄物を処分するためには、廃棄物に対して減容処理や固化処理を行い、処分に適した廃棄体を作ることが必要である。また、今後の廃炉に向けた検討では、既存の処理技術が適用可能かを見極めることが必要である。そこで、今後の処理技術の選定に向けて、実規模での開発実績が確認されている国内外の放射性廃棄物の減容技術及び固化技術の文献調査を実施した。本報告書はその調査結果をまとめたものである。対象廃棄物を均一な粉粒体・液体廃棄物と不均一な雑固体廃棄物の2種類に区分し、それぞれに対する減容技術、廃棄体化技術の調査を行った結果を、技術の名称や原理、処理能力、固化体性状などの適用性評価に必要な項目にまとめた。

論文

Approaches of selection of adequate conditioning methods for various radioactive wastes in Fukushima Daiichi NPS

目黒 義弘; 中川 明憲; 加藤 潤; 佐藤 淳也; 中澤 修; 芦田 敬

Proceedings of International Conference on the Safety of Radioactive Waste Management (Internet), p.139_1 - 139_4, 2016/11

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組みにおいては、これまでの日本の商用原子力発電所から発生してきた放射性廃棄物とは、種類, 量, インベントリが異なる様々な放射性廃棄物(事故廃棄物)が発生している。これらの処分に向け、すでに国内外で適用実績を有する廃棄体化技術の、事故廃棄物への適用性を評価する必要がある。われわれは、既存の技術の調査結果、事故廃棄物の分類、模擬廃棄物の既存固化技術による基礎固化試験の結果から、実際に適用可能な廃棄体化技術を選択する手法を検討した。まず技術の適用性を評価するフローの提案、フローにおける各ステップでの評価項目及びその基準を設定した。並行して、13種類の性状の異なる廃棄物の固化試験を実施し、硬化性や得られた固化体の強度、浸出性などの特性を調べた。次いで、基礎試験で得られた基礎試験結果を参考に、廃棄物ごとに評価フローによる固化技術の評価を進めている。本発表では、いくつかの廃棄物に対して試みた評価の結果を示す。

論文

Development of separation technique of sodium nitrate from low-level radioactive liquid waste using electrodialysis with selective ion-exchange membranes

入澤 啓太; 中川 明憲; 鬼澤 崇*; 小河原 貴史*; 花田 圭司; 目黒 義弘

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 5 Pages, 2013/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.97

An advanced method, in which electrodialysis separation of sodium nitrate and decomposition of nitrate ion are combined, has been developed to remove nitrate ion from low-level radioactive liquid wastes including nitrate salts of high concentration. An engineering scale apparatus with two electrodialytic devices, in which the sodium and nitrate ions were separately removed by each device, was produced on the basis of the results of fundamental investigation previously reported, and the performance of the apparatus was tested. Both the ions were successfully removed at the same time, though these ions were separately transferred using two electrodialytic devices. And also effect of several experimental parameters such as current and temperature on current efficiency of both the ions of each device was investigated.

論文

Performance of steam reforming technology in a long term treatment of waste TBP/dodecane

中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清

Proceedings of International Waste Management Symposia 2011 (WM 2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/03

A long term pilot scale experiment with steam reforming treatment technology was conducted for volume and weight reduction of uranium contaminated waste tri-n-butyl phosphate/n-dodecane solvent (TBP/dodecane) which was difficult to incinerate. The technology consists of a steam reforming process and a submerged combustion process. In the first process, TBP/dodecane is vaporized and pyrolyzed with superheated steam in a reducing atmosphere. In the second process, the decomposition gases are completely burned in a submerged combustion reactor. A short term treatment test was carried out before the long term test. The test achieved high mass reduction rate of the waste TBP/dodecane at least 99.3% though severe corrosion of the gasification chamber were observed. This problem was solved by sacrificial anode. After the improvement, the system could be operated safely for 960 hours, the averaged mass reduction rate was 99.6% that was slight higher than the short test one.

報告書

水蒸気改質処理法によるウランで汚染された廃TBP/n-ドデカン処理技術開発

中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清

JAEA-Technology 2010-014, 46 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-014.pdf:1.76MB

焼却では装置を腐食させる、配管の閉塞を引き起こす、大量の二次廃棄物が発生するなどの理由により処理することが困難なウランで汚染されたリン酸トリブチルの減容処理技術として、水蒸気改質処理法の開発を行った。水蒸気改質処理法は、加熱された水蒸気との接触により難燃物の分解・ガス化を行う水蒸気改質プロセスと、水中で燃焼を行う液中燃焼プロセスを組合せた廃棄物処理法である。水蒸気改質処理法は、廃棄物の減容率が高く、二次廃棄物がほとんど発生しないなどの特徴がある。技術開発の結果として、99.6%の廃棄物の減容率が得られること、排ガス処理系へのウランの移行抑制により排ガス処理系から発生する廃水のウラン濃度が放出基準(0.037mg/L)未満であること、排ガス中のCO濃度及びNOx濃度はそれぞれ茨城県条例等で定められた規制値(100ppm及び250ppm)以下であること、配管の閉塞抑制及び腐食対策技術の開発により装置が長時間処理に耐えうることを確認した。

報告書

水蒸気改質処理法によるウランを含有する廃TBP/n-ドデカンの長期連続処理

曽根 智之; 中川 明憲; 小山 勇人; 郡司 清; 野中 一晴; 佐々木 紀樹; 田代 清; 山下 利之

JAEA-Technology 2009-023, 33 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-023.pdf:8.11MB

水蒸気改質処理法は、有機廃棄物を過熱水蒸気で分解・ガス化させ、ウラン等の非揮発性の放射性核種を有機物と分離したのち、ガス化した有機物を高温空気で酸化分解するものである。ウランを含有する約2500Lの廃TBP/n-ドデカンの処理を実施し、長時間処理における装置性能を評価した。この結果、長期処理においても、装置内温度が設計通りに制御されること,排ガス中のCO濃度及びNOx濃度は規制値未満に制御されること,排ガス処理系へのウラン移行率及び廃TBP/n-ドデカンのガス化率は短時間処理と同等の性能を維持すること等が確認された。水蒸気改質処理法は廃TBP/n-ドデカンの長時間処理に対して安定した運転が可能で減容効果も高い処理技術であることが示された。

口頭

水蒸気改質処理法における主要構成材料の耐久性試験

中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清

no journal, , 

焼却処理に替わる有機系廃棄物の処理技術として、水蒸気改質処理法の開発を実施している。現在、水蒸気改質処理法の処理対象の拡大を図っており、本法を焼却処理が困難な塩化ビニル,不燃油,先進再処理抽出剤等へ適用するためには、処理時に生成するハロゲン化水素やリン酸に対する腐食対策を行っていくことが重要である。本件では、ハロゲン化水素及びリン酸に対する材料腐食試験を実施し、各種材料の耐久性の評価及び有効な候補材料の選定を行った。

口頭

リン酸エステル油に対する水蒸気改質処理の適用性検討

青山 佳男; 中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清

no journal, , 

設備の腐食,多量の二次廃棄物発生等の理由により焼却処理が適さないリン酸系溶媒,フッ素系油等の有機廃棄物の処理技術として、水蒸気改質処理法の開発を実施している。本件では処理対象の拡大として難燃性のリン酸エステル油への適用性を検討した。水蒸気供給量をパラメータとした処理試験を行い、リン酸エステル油の処理性能に対する水蒸気の影響を調べた。その結果、水蒸気供給量の増加とともに有機物の分解が促進されて煤及び残渣の発生が抑制されることがわかり、水蒸気改質処理法がリン酸エステル油の処理についても有効であることがわかった。

口頭

高エネルギーX線CTを利用した放射性廃棄物容器の内容物検査技術の開発

中西 良樹; 中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清

no journal, , 

放射性廃棄物処理施設の受入検査では処分上有害なアルミ,鉛,液体等の物質を除去する必要がある。この検査に非破壊検査技術を導入することを目指し、過去に産業用X線CTを用いて試験を行った。しかし、透過能力が不足し金属中の液体の識別ができない、空間分解能の低さから薄板の識別ができないといった課題が明らかとなった。本件では、高透過能力と高空間分解能を有するX線CT装置(日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに設置)を用いて試験を行った。試験では、鉄製フランジ中にポリエチレン(液体の模擬)を配置した試験体の断層像を取得し、金属に囲まれた液体の識別性能を評価した。また、板厚を変化させたアルミ,鉄,鉛について板厚とCT値の関係から薄板の材質の識別性能の評価を行った。試験の結果、直径20cmの鉄製フランジ中でもポリエチレンと空気の識別が可能であったことから金属中の液体の検出が可能であると考えられる。また、板厚0.37mmまでのアルミ,鉄,鉛の材質の識別が可能であることがわかった。これらから、本装置の適用性は高いと考えられる。

口頭

高エネルギーX線CTを利用した放射性廃棄物容器の内容物検査技術の開発

中西 良樹; 中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清

no journal, , 

放射性廃棄物処理施設の受入検査では処分上有害なアルミ,鉛,液体等の物質を除去する必要がある。この検査に非破壊検査技術を導入することを目指し、過去に産業用X線CTを用いて試験を行った。しかし、透過能力が不足し金属中の液体の識別ができない、空間分解能の低さから薄板の識別ができないといった課題が明らかとなった。本件では、高透過能力と高空間分解能を有するX線CT装置(日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに設置)を用いて試験を行った。試験では、鉄製フランジ中にポリエチレン(液体の模擬)を配置した試験体の断層像を取得し、金属に囲まれた液体の識別性能を評価した。また、板厚を変化させたアルミ,鉄,鉛について板厚とCT値の関係から薄板の材質の識別性能の評価を行った。試験の結果、直径20cmの鉄製フランジ中でもポリエチレンと空気の識別が可能であったことから金属中の液体の検出が可能であると考えられる。また、板厚0.37mmまでのアルミ,鉄,鉛の材質の識別が可能であることがわかった。これらから、本装置の適用性は高いと考えられる。

口頭

放射性廃液中の硝酸ナトリウムの膜分離技術開発,5; 工学試験装置を用いた硝酸ナトリウムの膜分離試験

中川 明憲; 小河原 貴史; 鬼澤 崇; 目黒 義弘

no journal, , 

高濃度の硝酸ナトリウムを含む放射性廃液から硝酸ナトリウムを分離するための工学試験装置を用いて、硝酸ナトリウムの膜透過の電流効率,消費電力,イオン選択透過性,膜分離後の溶液組成などを調べた。

口頭

放射性廃液中の硝酸ナトリウムの膜分離技術開発,4; 工学試験装置の製作と性能確認試験

目黒 義弘; 中川 明憲; 小河原 貴史; 鬼澤 崇

no journal, , 

これまでのナトリウムイオン及び硝酸イオンの電気透析による膜透過基礎試験の結果に基づき、高濃度の硝酸ナトリウムを含む放射性廃液から硝酸ナトリウムを分離するための装置概念を構築するとともに、工学規模の試験装置を製作した。また、その性能が設計通りであることを確認した。

口頭

放射性廃液中の硝酸ナトリウムの膜分離技術開発,6; 工学試験装置を用いた模擬低レベル放射性廃液からの硝酸塩分離試験

中川 明憲; 花田 圭司; 目黒 義弘

no journal, , 

工学規模の電気透析分離装置を用いて、再処理廃液の模擬溶液からの硝酸ナトリウムの分離試験を行った。分離性能、膜分離後の溶液組成などを調べるとともに、強酸から強アルカリまでの広範囲の液性の溶液からNO$$_3^{-}$$を分離できることを示した。

口頭

生物脱硝試験用汚泥の放射線照射試験

中川 明憲; 小河原 貴史; 鬼澤 崇*; 花田 圭司; 中山 卓也; 目黒 義弘

no journal, , 

$$^{60}$$Coを線源とする$$gamma$$線を用いてNO$$_3^{-}$$分解中の活性汚泥の$$gamma$$線に対する耐性を評価した。1, 10, 100Gy/hの線量率で1日約20時間、250時間に渡って照射することで、線量率に依存することなく600Gyの線量まで90%以上の分解率を維持できることを示した。

口頭

汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術の検討,4; 無機固型化材による模擬スラリーの固化試験

佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 山下 昌昭; 佐藤 史紀; 助川 博文; 目黒 義弘

no journal, , 

本件では無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメントB種(BB), ジオポリマー(GP))を用いて、多核種除去設備ALPSより発生する鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーの模擬物の固化体を作製し、固化試料の圧縮強度や水浸漬による元素の浸出性への模擬廃棄物や固型化材の影響を調べた。圧縮強度試験では、GP試料と比較してOPC試料及びBB試料で高い強度が得られ、過剰な水分がGPの形成に悪影響を及ぼしたものと推察される。さらに、GP試料ではセメント試料と比較してスラリーによる硬化への影響が小さいことが示唆された。浸出試験では、OPC試料及びBB試料では模擬核種のCsやSrが溶出したのに対し、GP試料ではほとんど検出されなかった。CsやSrがGPの構造中に保持され不溶化したことにより浸出量が低くなったものと考えられる。今回の結果から、ALPSから発生したスラリーは、含有する成分による固化体の強度への影響が示唆されるものの、セメントやジオポリマーにより固化可能であることが示された。また、安定化処理方法によっては、スラリー中の水分が固化性状に悪影響を与えることが考えられるため、適切な処理方法を選択する必要がある。

口頭

模擬ALPSスラリー固化体を対象とした電子線照射時における水素ガスの評価

佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修

no journal, , 

福島第一原子力発電所における汚染水処理に伴い、多核種除去設備(以下、ALPS)から発生する凝集沈殿スラリーは$$beta$$線放出核種を含む多量の放射性核種を含有しており、処分のため作製する固化体への放射線影響が懸念されている。したがって、処分時の安全性の観点から、固化体中の水の放射線分解による水素ガスの発生を評価しておくことが重要である。本件では、凝集沈殿スラリー(鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー)の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、$$beta$$線を模擬した電子線照射を行い、水素ガスの発生量を調査した。結果、鉄共沈スラリー固化試料では炭酸塩スラリー固化試料と比較して水素の発生量が少なく、廃棄物に含まれる構成成分が電子線照射時の水素ガス発生量に影響を与えていることが示唆された。

口頭

ALPS廃棄物を模擬した無機固化体を対象とした$$gamma$$線照射時における水素ガスの評価

佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修

no journal, , 

福島第一原子力発電所における多核種除去設備(以下、ALPS)から発生している凝集沈殿スラリーや吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件では、凝集沈殿スラリー(鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー)とチタン系吸着材(酸化チタン及びチタン酸ナトリウム)の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、$$gamma$$線の照射試験を行い、水素ガス発生のG値及び固化試料の含水率を調査した。結果、模擬スラリー固化試料はチタン系吸着材固化試料と比較して、水素ガス発生のG値と固化試料の含水率がいずれも大きくなった。また、模擬スラリー固化試料では、固型化材の違いによるG値への影響も観察された。このことから、廃棄物や固型化材に含まれる構成成分が水素ガスの発生に寄与していることが推察された。

口頭

Fundamental study of conditioning of wastes generated from several contaminated water treatment devices in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

目黒 義弘; 佐藤 淳也; 加藤 潤; 中川 明憲; 駒 義和; 芦田 敬

no journal, , 

福島第一原子力発電所では大量の汚染された水が原子炉建屋内にたまっている。この水:滞留水は、放射性物質及び溶解している塩類(海水由来)を取り除いた後に、燃料の冷却に利用されている。滞留水中の様々な放射性核種が溶解しているため、その除染には、沈殿や吸着などに基づく種々の汚染水処理装置が用いられている。したがって、複数のスラッジや使用済みの吸着材が廃棄物として発生している。これらの多くはこれまでに原子力発電所の操業によって発生してきた廃棄物とは性状が異なり、処理処分の実績がない。福島第一原子力発電所ではこれら廃棄物のほかにも、大量の解体廃棄物などが発生するため、廃棄物の処理処分の方策は、これらを含めたトータルで考える必要はある。しかし、汚染水処理から発生する廃棄物は先に述べたように特殊であるため、その廃棄体化方法の選定のために、既存の廃棄体化技術の技術的な適用性を確認しておく必要がある。そこで我々は、技術検討の第一段階として、3種類のスラッジ及び3種類の吸着材へのセメント材による混練固化試験を実施し、固化状態や固化物の特性を調べ、適用性を評価した。

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