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報告書

高レベル放射性物質研究施設における放射性廃液の安定化処理

小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 渡部 創; 柴田 淳広; 野村 和則

JAEA-Technology 2021-007, 27 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-007.pdf:2.43MB

放射性物質取扱施設である高レベル放射性物質研究施設(CPF: Chemical Processing Facility)では、過去の試験や分析で発生した多種の廃液をホットセル及びグローブボックス内で保管してきた。2015年7月より、保管されている放射性廃液について、管理方法の適正化を図るべく、実廃液の安定化処理を進めている。また、分析廃液等の多種多様な試薬が混在する廃液については安定化処理が非常に困難であるため、大学等と共同でSTRAD(Systematic Treatments of Radioactive liquid wastes for Decommissioning)プロジェクトを発足させ、処理技術の研究開発を進めている。これらの実績は、他の放射性物質取り扱い施設においても保管する廃液の処理をより効率的かつ安全に進められることが期待できる。本書は、CPFで安定化処理を実施した実廃液の処理方法及び処理状況に関して報告するものである。

論文

STRAD project for systematic treatments of radioactive liquid wastes generated in nuclear facilities

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.

Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11

AA2019-0193.pdf:1.29MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:75.46(Nuclear Science & Technology)

A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.

論文

Stabilization processing of hazardous and radioactive liquid wastes derived from advanced aqueous separation experiments for safety handling and management of waste

中原 将海; 渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 本山 李沙; 柴田 淳広; 野村 和則; 梶並 昭彦*

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.66 - 70, 2019/09

高レベル放射性物質研究施設では、先進湿式分離試験に由来する多種多様な有害性及び放射性液体廃棄物が発生する。そのため、これらを安全に取り扱い及び管理するために安定化処理を行う必要がある。今回は、これらの溶液に含まれる有害物質の沈殿処理若しくは酸化処理、核物質回収のための溶媒抽出による分離、フリーズドライ法を用いた濃縮処理について報告する。

論文

Waste management in a Hot Laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 3; Volume reduction and stabilization of solid waste

中原 将海; 渡部 創; 小木 浩通*; 柴田 淳広; 野村 和則

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(4), p.191 - 194, 2019/04

日本原子力研究開発機構の高レベル放射性物質研究施設では、高レベル放射性固体廃棄物は減容若しくは安定化処理することになっている。ホットセル内で発生するプラスチック製品は、主に溶融し、減容している。また、金属等の固体廃棄物はバンドソーにより減容している。抽出クロマトグラフィにより発生した使用済の吸着材は、コールド試験により電気炉で加熱することで、有機物質を安定に分解処理できることが確認された。

論文

Waste management in a Hot Laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 2; Condensation and solidification experiments on liquid waste

渡部 創; 小木 浩通*; 柴田 淳広; 野村 和則

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(4), p.169 - 174, 2019/04

STRADプロジェクトの一環として、RO膜装置を用いた放射性廃液の濃縮試験を実施した。溶液中のアンモニウムイオンが濃縮され、廃液中の濃度を目標値である100ppmより低下させることに成功した。水相及び有機相廃液の固化試験も合わせて実施し、それぞれセメント又は凝固剤を添加することで固化することに成功した。しかし長期保管の観点からは添加材の最適化が必要であることが分かった。

論文

Waste management in a hot laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 1; Overview and activities in chemical processing facility

野村 和則; 小木 浩通*; 中原 将海; 渡部 創; 柴田 淳広

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(5), p.209 - 212, 2019/00

Chemical Processing Facility of Japan Atomic Energy Agency is a basic research field for advanced back-end technology developments with using actual high-level radioactive materials. Most of them were treated properly and stored in the liquid waste vessel, but some were not treated and remained at the experimental space as a kind of legacy nuclear waste, which we must treat in safety and dispose if we continue research activities in the facility. Under this circumstance, we launched a collaborative research project called the STRAD project, which stands for Systematic Treatment of Radioactive liquid waste for Decommissioning, in order to develop the treatment processes for wastes of the nuclear research facility. In this project, decomposition methods of certain chemicals, which have been directly solidified without safety pretreatment but may cause a troublesome phenomenon, is developing and a prospect that it will be able to decompose in the facility by simple method. And solidification of aqueous or organic liquid wastes after the decomposition has been studied by adding cement or coagulants. Furthermore, we treated experimental tools of various materials with making an effort to stabilize and to compact them before the package into the waste container. It is expected to decrease the number of transportation of the solid waste and widen the operation space. The project is expected to contribute beneficial waste management outcome that can be shared world widely.

論文

水平円柱内相変化物質の融解に及ぼす非均一熱伝達率の影響

小木 浩通*; 椎名 保顕; 稲垣 照美*

日本機械学会論文集,B, 74(748), p.2588 - 2597, 2008/12

水平円柱表面の熱伝達率分布が円柱内固相の融解過程に及ぼす影響を数値解析及び実験より調べ、カプセル型潜熱蓄熱技術の熱設計への考察を加えた。数値解析は、一様流中で生じる非均一熱伝達率分布及びそれを平均した均一熱伝達率分布条件に対して行い、連成問題における円柱内レイリー数の評価方法を提案するとともに以下の結論を得た。融解に伴い円柱内レイリー数は増加するが、レイリー数が約1000以下では熱伝導が支配的となり、円柱の熱伝導率が小さい場合には、均一,非均一熱伝達率間の壁温,固相形状等の差は最も大きくなるが、その差は融解時間にしてたかだか10%程度である。円柱内レイリー数が増加すると、均一,非均一熱伝達率間による差は壁温,固相形状等を含めて減少する。また、円柱の熱伝導率が高い場合には内部レイリー数にかかわらず、均一,非均一熱伝達率の間の差は無視することができる。これらから、カプセル型潜熱蓄熱の熱設計において、カプセル寸法が大きく内部レイリー数が大きくなる場合には、均一熱伝達率を用いた解析により十分高い精度の熱設計を行うことができることを示した。

論文

表面熱伝達率が非均一の場合の水平円柱内固相の融解過程

椎名 保顕; 小木 浩通*; 稲垣 照美*

日本機械学会熱工学コンファレンス2007講演論文集, p.245 - 246, 2007/11

水平円柱内固相が非均一表面熱伝達率の条件下で融解する過程を数値解析により求めるとともに、実験結果と比較した。また、この場合の円柱内レイリー数を評価する手法を示した。非均一表面熱伝達率で融解する場合、円柱内レイリー数が約1000以下では自然対流が形成されても円柱内の支配的伝熱機構は熱伝導となる。しかし、融解が進行し、円柱内レイリー数が約1000を超えると自然対流の影響が現れる。円柱径が大きく、融解の大半の領域で円柱内レイリー数が1000より大きい場合には、円柱内において自然対流が支配的な伝熱機構となる。この場合、融解に及ぼす非均一表面熱伝達率と均一表面熱伝達率の違いは固相底部付近のみに局在され、融解過程は均一表面熱伝達率の場合とほぼ等しくなる。

論文

水平円柱内固相の接触融解過程

根本 寛幸*; 小木 浩通*; 椎名 保顕; 稲垣 照美*

可視化情報学会誌, 26(Suppl.1), p.1 - 4, 2006/07

潜熱蓄熱の蓄熱媒体中に発泡金属等を挿入すると、放熱時の伝熱促進には極めて有効であるが、融解時には内部自然対流及び接触融解が抑制される。そこで、融解時の伝熱促進特性の比較を可能にするために、実際の使用条件である熱伝達率一定の条件下における接触融解特性を、円筒カプセルを用いて実験及び解析により調べた。円筒カプセルとしては銅、及びアクリルを、蓄熱媒体としては水及びテロラデカンを用いた。解析から、熱伝達率一定の場合には、融解速度は初め小さく、時間とともに増加するが、これは実験とよく一致した。カプセル壁温は時間とともに上昇するが、上昇幅は水に比べてテトラデカンの方が大きい。また、アクリル壁温の非一様性もテトラデカンの方が大きく、内部自然対流の影響が示唆される。界面形状をビデオ撮影して観察した結果、融解中、固相が回転する様子が観察された。また、アクリルカプセルの場合には、銅カプセルと比べて非接触面の形状が大きく変化するため、液相と固相が接する面からの伝熱の影響を考慮する必要があることが示された。

論文

流れの中におかれた水平円柱内における接触融解熱伝達

椎名 保顕; 根本 寛幸*; 小木 浩通*; 稲垣 照美*

第43回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.415 - 416, 2006/05

固相と伝熱面が非常に薄い液層を介して接触する接触融解は高い熱伝達特性を示すことが報告されている。これを利用して潜熱蓄熱の固相の融解促進を図ることができる。従来、接触融解の研究は伝熱面が等温の場合に限られてきた。しかし、実際の蓄熱・放熱過程では伝熱面は等温ではなく、熱伝達率一定と考えられるため、その場合の接触融解特性を明らかにする必要がある。本研究では、表面熱伝達率一定時の水平円柱潜熱蓄熱カプセルの接触融解熱伝達特性を解析により調べ、実験と比較した。その結果、壁温一定の場合とは異なり、熱伝達率一定の場合には、融解速度は時間とともに増加すること,外部流体のレイノルズ数が高い場合には解析結果と実験結果は比較的よく一致すること等が示された。

論文

潜熱蓄熱円筒カプセルの融解特性に及ぼす非均一熱伝達率の影響

小木 浩通*; 椎名 保顕; 稲垣 照美*

第43回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.413 - 414, 2006/05

固液相変化潜熱を利用した潜熱蓄熱方式は、一定温度で大量の熱の貯蔵ができるという点で優れた特徴を有している。従来、カプセル型潜熱蓄熱システムの設計は、均一の表面熱伝達率を仮定して評価されてきた。しかし、実際には表面熱伝達率は一様ではなく、円柱カプセルの場合には熱伝達率比で3$$sim$$4倍の非均一性が生じる可能性がある。そのため、内部自然対流により熱伝達率が均一と非均一では融解特性が大きく異なる可能性がある。そこで、水平円柱容器内の固相が、横からの一様流による非一様熱伝達率により融解する場合の相変化特性を、実験及び数値解析により調べるとともに、均一熱伝達率の場合の数値解析結果との比較を行った。その結果、数値解析と実験結果はよく一致することを示すとともに、表面熱伝達率が非均一の場合には融解時間は均一の場合より短縮されることを明らかにした。

論文

円筒カプセル内相変化流体の接触融解解析

椎名 保顕; 小木 浩通*; 稲垣 照美*

日本機械学会東北支部第41期総会・講演会講演論文集, p.83 - 84, 2006/03

水平円柱容器内固相が円柱外側表面から加熱され融解する場合、固相と液相の密度差により、固相が伝熱面と接触する接触融解が生じる。従来の研究では円柱外側表面温度一定の場合が扱われ、接触融解は非常に高い熱伝達が得られることが報告されてきた。しかし実際の伝熱は熱伝達率一定の場合がほとんどである。そこで、熱伝達率一定の場合の接触融解の解析を行い、融解速度,壁温の時間変化等を求めた。融解速度は、アクリル及び銅円柱を用いた実験結果と比較的よく一致した。

口頭

水平円筒カプセル内固相の融解における伝熱特性

根本 寛幸*; 椎名 保顕; 稲垣 照美*; 小木 浩通*

no journal, , 

円柱カプセル内の相変化媒体が融解する場合、液相と固相の密度差による接触熱伝達により融解が促進される。接触融解は等温条件下では非常に高い伝熱特性を示すが、潜熱蓄熱等では通常、熱伝達率一定条件下で用いられるため、この場合の伝熱特性を近似解析と実験により求めた。実験では相変化媒体として水及びテトラデカンを用い、円柱としてアクリル及び銅を用いた。実験と解析の比較の結果、熱伝達率一定条件下では、融解速度は時間の経過とともに大きくなることが示され、両者は定性的に一致したが、アクリル円柱の場合には実験と解析に差が生じた。実験において固相形状を観察したところ、円柱材質がアクリル及び銅の場合で異なる形状を示したため、水にナイロン微粒子を懸濁し、流れの可視化画像をビデオで撮影し、流跡線を求めることにより自然対流を調べた。その結果、アクリルを用いた場合に液相内の自然対流が固相と円柱の境界付近にまで達し、それにより固相形状が変形し、固相と伝熱面の接触域が小さくなり、融解に影響を与えている可能性が示された。

口頭

放射性廃液中における乳酸の酸化分解処理

荒井 陽一; 渡部 創; 小木 浩通*; 久保田 俊夫*; 野村 和則

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、過去に使用済高速炉燃料の再処理技術開発として、Puの還元剤に乳酸を用いた試験を実施している。試験で発生した放射性廃液中の乳酸の処理方法として、吸着処理や固化処理、分解処理について調査・検討を行った結果、フェントン反応で発生したOHラジカルと反応させて酸化分解する方法が有望と考えられた。乳酸とOHラジカルの反応により、酢酸等のカルボン酸やカルボニル基を有するアルデヒド類, ケトン類が生成し、最終的にはCO$$_{2}$$にまで分解すると推察した。本報告では、試験廃液中の乳酸の分解に対するフェントン法の適用性を実験的に確認した結果について報告する。試験は2M乳酸と4M硝酸の混合溶液を模擬廃液とし、0.5M Fe$$^{3+}$$溶液と30%過酸化水素溶液を添加して分解処理を行った。処理後の分析から、溶液中の乳酸が分解し、酢酸、ギ酸が生成することを確認した。また、分解処理時に発生するガスの分析から、最終的にCO$$_{2}$$まで分解されることを確認し、安定な形態に処理することが可能であることを確認した。本試験の結果から、乳酸以外の有機酸含有溶液の廃液処理への応用が可能である有望な方法を見出した。

口頭

Treatments of radioactive waste solutions generated in a hot laboratory of Japan Atomic Energy Agency

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

Chemical Processing Facility (CPF) was constructed in 1980 in Nuclear Fuel Engineering Laboratories of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) for researches on reprocessing of spent fast reactor (FR) fuels and on vitrification process of high level radioactive liquid wastes. More than 30 years experimental and analytical activities inside the hot cells and glove boxes have produced plenty amount of radioactive liquid wastes. The solutions containing reactive chemical compounds have been temporarily stored inside the facility. We have started systematic investigation on safety treatments of the radioactive waste solution stored in the CPF from 2015, and several kinds of the solutions generated by the experiments have been successfully processed inside the hot cell and residual solutions were transferred into the tanks.

口頭

STRADプロジェクトによる放射性廃液の安定化処理; 研究計画の概要

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

放射性物質取り扱い施設の廃止措置が今後増えていくと考えられる。当該施設において、放射性物質は種々の化学種と混合して使用され、処理しにくい廃液が発生、蓄積されていると予想される。これらの溶液に含まれる化学物質の特性を考慮し、個別に安全な処理方法を検討する必要がある。また、このような放射性廃液はホットセルやグローブボックスといった特殊な環境で使用、保管されることが想定されるため、遠隔操作性や装置に起因した使用上の制限などを加味した操作によって処理を実施しなければならない。原子力機構では、このような溶液の処理に関する知見や経験を蓄積し、将来的に発生する廃液の処理に資するため、放射性物質取扱施設である高レベル放射性物質研究施設(CPF: Chemical Processing Facility)にて保管されている放射性廃液を対象として、施設特有の制約を考慮した処理技術の開発を開始した。本報告では、液体処理の進捗状況、及び共同研究として立ち上げたSTRADプロジェクトについての概要、方針及び今後の展開について紹介する。

口頭

Overview of STRAD project for systematic treatments of radioactive liquid wastes generated in nuclear facilities

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; 久保田 俊夫*; et al.

no journal, , 

A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway.

口頭

Treatment of spent solvent in STRAD project

渡部 創; 荒井 陽一; 小木 浩通*; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 大杉 武史; 谷口 拓海; 曽根 智之; 野村 和則

no journal, , 

Japan Atomic Energy Agency has been conducting STRAD (Systematic Treatment of RAdioactive liquid waste for Decommissioning) project for treatment of legacy liquid wastes accumulating in hot laboratories. In this project, fundamental studies to develop new technologies for the treatments are conducted utilizing stored liquids in Chemical Processing Facility (CPF) of Japan Atomic Energy Agency as reference. One of the challenging tasks is treatment of spent organic liquids involving spent solvent loading radioactive nuclides. In this study, several technologies for the spent solvent treatment were developed.

口頭

高レベル放射性物質研究施設における放射性廃液処理の取組み; 塩化物イオン含有放射性廃液の処理法の開発

多田 康平; 荒井 陽一; 渡部 創; 小木 浩通*; 中村 雅弘; 柴田 淳広

no journal, , 

高レベル放射性物質研究施設(CPF)では施設内で発生した放射性廃液処理の処理検討を進めている。本件では、乾式再処理試験やその分析で発生した塩化物イオンを含有する廃液の処理法を検討した。銀を用いた沈殿法による塩化物イオンの除去と、固体吸着材による核燃料物質の回収を試み、貯槽の腐食に影響を与えない濃度まで塩化物イオンを除去し、微量の核燃料物質を吸着材で回収可能であることを確認した。

口頭

Current status of STRAD project for liquid waste management

渡部 創; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 荒井 陽一; 小木 浩通*; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

Japan Atomic Energy Agency is conducting Systematic Treatment of RAdioactive liquid waste for Decommissioning (STRAD) project as collaboration with universities, a national institute and private companies to establish appropriate treatment procedures for radioactive liquid waste which contains reactive or hazardous chemicals and has been accumulated in nuclear facilities. So far, various fundamental studies have been carried out and some of the liquid waste treatment procedures pro-vided were demonstrated using genuine radioactive liquid waste accumulated in a hot laboratory of Japan Atomic Energy Agency called Chemical Processing Facility (CPF). In this paper, recent achievements of the STRAD project are presented.

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