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報告書

TRU廃棄物計測実験設備の概要

青山 三郎; 楠城 和麿*; 西沢 市王; 春山 滿夫; 高瀬 操*; 杉本 洋一

JAERI-Tech 97-069, 32 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-069.pdf:1.87MB

TRU廃棄物計測実験設備は、TRU廃棄物固化体の品質検査法及び測定技術の研究開発を行うための実験設備として、NUCEFバックエンド研究施設内に設置されたものである。本実験設備は、中性子測定法を用いた廃棄物固化体中の微量TRU核種の高感度非破壊測定技術の開発をするためのアクティブ中性子測定装置、パッシブ中性子測定装置、廃棄物固化体内部のマトリクス性状及び放射能偏在状態を把握することで高信頼測定技術の確立を目指す透過型CT/放射型CT測定装置から構成されている。本報告書は、TRU廃棄物計測実験設備の各測定装置の設計仕様、測定原理及び製作時に実施された検査等についてまとめたものである。

論文

Development of an integrated transuranic waste management system for a large research facility:NUCEF

峯尾 英章; 松村 達郎; 竹下 功; 西沢 市王; 杉川 進; 辻野 毅*

Nuclear Technology, 117(3), p.329 - 339, 1997/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.04(Nuclear Science & Technology)

NUCEFは、TRU(超ウラン)元素を用いた実験を行う大型の複合研究施設である。施設で発生するTRU廃棄物に対する合理的な管理は非常に重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体廃棄物は、主として臨界実験のための核燃料調製設備及びホットセル($$alpha$$$$gamma$$セル)やグローブボックスで行われる再処理やTRU廃棄物管理の実験から発生する。NUCEFにおけるTRU廃棄物管理は区分管理を基としており、廃棄物の減容及び液体廃棄物に含まれるTRU元素の再利用を最大限に行おうとするものである。廃棄物管理システムの確立には、固体廃棄物の区分管理のための測定技術、濃縮廃液からのアメリシウム回収及び安定化技術、並びに有機廃液及びその他の廃液の減容技術の開発が必要である。これらの技術は、NUCEFで行われる研究開発の成果を応用して開発される。

論文

Application of insoluble tannin adsorbent to alpha aqueous waste treatment in NUCEF

松村 達郎; 臼田 重和; 峯尾 英章; 西沢 市王; 竹下 功

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.835 - 839, 1997/00

NUCEFでは核燃料サイクルバックエンドに関する実験研究が行われ、TRUを含む廃棄物が発生する。この処理の過程で生じる二次廃棄物を低減化することは施設の管理上重要な課題である。不溶性タンニン吸着剤はC,H,Oしか含まないため容易に焼却でき、吸着した元素の酸化物しか残さないという優れた特徴を持つが、TRUの吸着データはほとんど存在しなかった。そこでトレーサ量のAm-241を含む硝酸溶液を用いてバッチ実験を行い分配係数K$$_{d}$$[ml/g]を求めた結果、室温では硝酸濃度0.02MにおいてK$$_{d}$$が約4000であり、0.02-0.10Mではイオン交換的な挙動を示すことがわかった。また、平衡には3時間で到達した。この結果はAmを含む廃液の処理への適用の可能性を示しており、今後実験を継続してNUCEFにおける廃液処理に用いる計画である。本発表ではNUCEFのTRU廃棄物処理の特徴と本吸着剤の適用について述べる。

報告書

NUCEFアルファ廃液処理設備の基本設計; プロセス設計

峯尾 英章; 松村 達郎; 西沢 市王; 三井 武志; 植木 浩行; 和田 淳*; 坂井 一太*; 西村 建二*; 竹下 功

JAERI-Tech 96-050, 29 Pages, 1996/11

JAERI-Tech-96-050.pdf:1.17MB

本報は、アルファ廃液処理設備の基本設計について、プロセス設計を中心に述べたものである。NUCEFではTRUを用いた実験が行われ、TRU廃棄物が発生する。NUCEFの液体廃棄物は3種類に分類され、最も放射能濃度の低い回収水等の発生量が大きいことから、減容処理する設備の必要性を示した。アルファ廃液処理設備は、これを放出できる非常に低いレベルの放射能濃度にまで除染する目的で整備するものである。前提条件となる対象廃液の性状と発生量、建屋スペース及び許認可上の制約等を整理し、必要とされる高い除染係数を考慮して、蒸発法を基礎にこれを補完するプロセスを検討した。その結果、蒸発缶を中心として、限外ろ過、吸着カラム及び逆浸透工程を備えた構成とし、廃液の性状によって、吸着剤と蒸発缶の運転方法を変えて対応することとした。

論文

An Approach for the reasonable TRU waste management in NUCEF

峯尾 英章; 土尻 滋; 竹下 功; 辻野 毅; 松村 達郎; 西沢 市王; 杉川 進

Global 1995, Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems,Vol. 1, 0, p.708 - 715, 1995/00

NUCEFはTRU元素を用いる研究施設であり、1995年初めにホット運転を開始した。施設で発生するTRU廃棄物の管理は重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体の放射性廃棄物の発生源は、主に臨界実験のための核燃料調整設備及び再処理プロセスや再処理に係るTRU廃棄物管理の研究を行うセル及びグローブボックスである。NUCEFのTRU廃棄物管理は、分別管理を基本とし、試薬類のリサイクル及びTRU元素の再利用を最大限に行い、さらに高度な分離法や固化法により廃棄物の減容や廃棄物の有するリスクの減少を図ろうとするものである。将来、貯槽に貯蔵されている液体廃棄物からのTRU元素の分離及び固化、さらに固体廃棄物の弁別区分をNUCEFで行われる研究開発の成果を応用して行う予定である。

口頭

JT-60SAに向けた中性粒子入射装置の解体作業及び手順

小又 将夫; 椛澤 稔; 藻垣 和彦; 河合 視己人; 関 則和; 根本 修司; 花田 磨砂也; 西澤 功*; 大槻 信一*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の核融合実験装置JT-60Uは2008年8月にシャットダウンし、装置全体を超伝導化のために改造した後、2016年にファーストプラズマを着火する予定である。主力加熱装置である中性粒子入射装置(NBI)に関しては、再利用することを前提に設計が進められている。本研究会では、JT-60U本体周りに設置されているNBI装置の解体作業及び手順について報告する。

口頭

JT-60U中性粒子入射装置の解体・改造手順

藻垣 和彦; 花田 磨砂也; 河合 視己人; 椛澤 稔; 秋野 昇; 小又 将夫; 薄井 勝富; 大麻 和美; 菊池 勝美; 清水 達夫; et al.

no journal, , 

JT-60Uの次期装置である超電導コイル核融合装置(JT-60SA)において、既存のNBI加熱装置は再使用される。このため、同装置は解体撤去された後、長期保管される。同装置を含むJT-60U装置は平成22年度より本格的に解体撤去されるが、本体室からの物品の搬出ルートの確保を目的に、平成21年11月$$sim$$平成22年1月中にかけて、搬出ルートの中央にある負イオンNBI用高電位テーブル(HVT)を撤去する。撤去対象となるHVTは負イオン源へ電力を供給する電源盤を収納するものであり、4階構造の超大型構造体である。HVTは2-4階の電源収納筐体とその筐体を大地から絶縁し支持する絶縁柱で構成されている。HVTの大きさは長さ13.1m,幅5.6m,高さ10mであり、電源を含めた総重量は約150トンである。コスト削減や工期短縮のために、ソース電源収納用筐体と絶縁柱を含む支持筐体に2分割し、撤去する。HVT内部の電源を含めた収納用筐体の重量は130トンであり、一括撤去のために筐体の構造材であるH鋼を補強するとともに、吊り金具を8か所溶接した。その後、吊り位置を自由に変えることが可能な天秤を用いて仮吊りすることによって、収納用筐体と支持筐体を分割した。分割作業期間中はHVTの転倒防止のため、分割した箇所を専用の仮受け架台で支持しながら作業を進めた。すべての連結ボルトを取り外した後、仮受け架台を外し、除染後に別の建屋に運び出し、残った1階の支持筐体を撤去する。本稿では、超大型構造体であるHVTの放射線管理区域からの搬出について報告する。

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