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報告書

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の合理化設計: セル消火実証試験

瀧田 孝治; 堂野前 寧; 松本 誠弘; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2002-010, 62 Pages, 2002/11

JNC-TN9410-2002-010.pdf:2.37MB

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)のセル消化設備の気化器は、コストが高く施設の合理化設計の一環として削減する計画としている。気化器を削減した場合、液化炭酸ガスをセル内に直接放出することとなり、放出した液化炭酸ガスの急激な気化膨張によるセル内の圧力挙動及び消化性能を把握する必要がある。そこで、火災実験室をを用いて平成11年度にセル消化実証試験(I)として、液化炭酸ガス放出時の火災実験室内の圧力挙動と可燃物燃焼時の消化性能を確認した。しかし、この試験は機密性のない火災実験室で実施したため、さらに実際のセルを想定した機密性の高い条件下での液化炭酸ガス放出時の圧力挙動を把握する必要がある。このため、大洗工学センター内の大型密封装置(SOLFA-2)を用いてセル消化実証試験(II)を実施した。 得られた成果は、以下の通りである。 1)槽内の圧力挙動を把握するため、SOLFA-2の内部圧力は-50mmH2Oに設定し液化炭酸ガスを放出した。その結果、槽内圧力は液化炭酸ガス放出直後に急激に下降し、その後徐々に上昇して短時間で急上昇過程を経てなだらかに下降するという傾向が見られた。2)上記の短時間で急上昇する過程は、槽内に放出した液化炭酸ガスの一部がドライアイスに変化して堆積したものが周囲の熱を奪い昇華して、再び気化することが主な要因と考えられる。3)槽内最低平均温度は全域放出方式において約-48$$^{circ}C$$となり、局所放出方式では約-60$$^{circ}C$$となった。4)セル内圧力を負圧保持する条件として、液化炭酸ガス放出量を槽内空気の排気流量に対し、約85%に設定することで、 負圧を維持できることを見出した。5)槽内圧力の急激な上昇を抑制するには、液化炭酸ガスをゆっくり放出することが効果的であることがわかった。

報告書

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)合理化設計-セル消火実証試験(III)-

堂野前 寧; 松本 誠弘; 瀧田 孝治; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2002-008, 68 Pages, 2002/07

JNC-TN9410-2002-008.pdf:2.89MB

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)のセル消火設備における気化器は、コストが高く施設の合理化設計の一環として削減する計画としている。気化器を削減した場合、直接セル内に液化炭酸ガスを放出するためその消火性能を把握する必要があり、平成11年度にセル消火実証試験(I)において、液化炭酸ガスによる消火性能確認試験を実施した。その結果、セル内で取扱う可燃性物質であるポリエチレンに対しては良好な消火性能が得られたが、木片等については延焼抑制効果はあるものの完全には消火されず、内部に火種が残った深部火災が発生していることがわかった。そこで、木片等の消火をセル内で確実に行うための炭酸ガス濃度や濃度保持時間等を確認するセル消火実証試験(III)を行った。得られた成果は、以下の通りである。(1)木片や綿を詰めた試験体に着火し試験体内部の温度推移、質量減少推移、燃焼状況観察を行い、試験体内部のピーク温度は最大680$$^{circ}$$C、着火後30$$sim$$60分で著しく燃焼が進行し着火後70分位からくん焼となることがわかった。また、深部火災の発生条件を決定するために、試験体を50$$sim$$90分の時間差で着火後炭酸ガスで消火し、その消火状況を確認した結果、着火50分前後の試験体が最も消火困難であり、最も木試験の深部火災試験体に適した条件であることがわかった。(2)LEDFで発生した場合の深部火災消火に必要なセル内の炭酸ガス濃度、濃度保持時間を決定するため、セル内の炭酸ガス濃度40%, 50%, 55%, 60%, 65%で深部火災消火試験を行った。その結果、深部火災消火に必要な炭酸ガス濃度は50%以上で確実な消火を考慮すると60%以上が必要なことがわかった。また、セル内の炭酸ガス濃度の保持時間は炭酸ガス濃度50%以上であれば180分以上、60%以上であれば120分以上必要であることがわかった。

報告書

有害物選別システム設計 蛍光X線分析装置の適用確認

磯山 進; 堂野前 寧; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2002-006, 49 Pages, 2002/07

JNC-TN9410-2002-006.pdf:1.84MB

環境保全課では、大洗工学センター内で発生する放射性固体廃棄物、および日本原子力研究所大洗研究所内の廃棄物管理施設に保管中の$$alpha$$固体廃棄物Bを、高密度に減容処理し、将来の埋設処分に対応した廃棄体として作成することを目的とした、固体廃棄物処理技術開発施設(以下「LEDF」という)の建設計画を進めている。LEDFでは、埋設時に問題となる物質等を除去するため、人手による受入廃棄物仕分けプロセスを有しているが、仕分け精度、信頼性、作業負担低減を目的に、有害物選別装置の導入を検討している。本試験では、選別装置の一つとして、蛍光X線分析装置に着目し、廃棄物模擬試験片による選別試験を行い、LEDFへの有害物選別装置としての適用性を検討した。以下に検討結果を示す。1)選別性能:単体金属であれば前処理もほとんど必要なく、ほぼ確実に選別できるが、廃棄物の表面付近のみの測定であるため、表面に塗装メッキ、不純物などがある場合は選別が困難となる。2)測定位置:廃棄物は測定部に可能な限り密着させる必要があり、隙間が 4mmを超えると材質選別が不可能となる。3)放射線影響:放射線の影響によりバックグラウンドが高い場合は、各材質の蛍光X線ピークの判別が困難になり、材質判別が出来なくなる傾向があることが判った。特にアルミニウムは蛍光X線のピークが低いため影響を受け易い。 結論として、蛍光X線分析装置は有害物選別装置としての適用性は有しているが、放射線環境下での利用は問題が多く、セル内設置は困難である。LEDFに適用するには、目視選別の補助として、セル外設置にて使用するのが合理的と思われる。

報告書

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)合理化設計-セル消化実証試験(I)-

堂野前 寧; 松本 誠弘; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-021, 73 Pages, 2002/01

JNC-TN9410-2001-021.pdf:3.91MB

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の合理化の一環して、セル消化設備に付属する気化器を削減する検討を行っている。本試験では、液化炭酸ガスを直接放出した場合のセル内の圧力変動や消化性能を把握するため、液化炭酸ガスによる圧力挙動確認及び消化試験を実施した。また、本方式の補完として水噴霧による水噴霧消化試験を実施した。得られた成果は、以下の通りである。1)圧力挙動確認試験では、 実験室を-40mmAqとして液化炭酸ガスを放出し、放出し、放出当初0.8mmAq/秒程度の圧力上昇が見られたが、20秒前後から0.1mmAq/秒程度の緩やかな上昇となり、120秒後には1.5mmAq/秒程度の急激な上昇が見られた。 2)液化ガス消化試験では、実験室を-40mmAqに保ち、ポリエチレン、木片+綿を燃焼させた状態で消化試験を行った。 ポリエチレンは、完全に消火できたが、木片+綿では再着火及び発煙が見られた。 一方、実験室内の圧力挙動として、放出当初1.3mmAq/秒程度の急激な上昇が10秒程度見られたが、その後状態を維持し放出後30秒後に再び1mmAq/秒程度の上昇が見られた。また、放出ノズル径を14mm2から10mm2に変更することにより放出後100$$sim$$120秒の急激な上昇が緩和された。3)水噴霧消化試験では、液化ガス消化試験と同じ条件で水噴霧での消化試験を行った結果、 木片+綿は消化できたが、ポリエチレンは消化できなかった。4)本試験より、LEDFに液化ガス方式を採用する場合は、放出ノズル径を14mm2から10mm2の小径になものに変更する等の室容積に適合する噴口面積を設定することにより、負圧を維持しつつ消化が行える見通しが得られた。 5)消化性能については、木片+綿のような内部に火種の残りやすい燃焼物はガス濃度を50%以上の高い濃度に設定する必要がある。 6)水噴霧消化は、ポリエチレンに対し消化性能が発揮されないことや消化用水が大量に発生するなど採用には多くの検討を要することが分った。

報告書

レーザ除染技術の開発(7) -レーザ除染後の汚染分析確認試験-

小川 竜一郎; 福井 康太; 吉澤 俊司; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-028, 62 Pages, 2001/12

JNC-TN9410-2001-028.pdf:6.96MB

物質表面にレーザ光線を照射することにより、表面を急速に加熱して、溶融、蒸散させることが出来る。このプロセスを利用して汚染された機器表面の除染を行うレーザ除染技術を開発している。これまでに、 ノーマルパルスYAGレーザによる除染試験を実施した結果、150$$mu$$m以上表面層を研磨しても、放射性核種が残留していることがわかった。このために、レーザ除染時の溶融によって放射性核種が金属中に残留している深さを確認するため、 ノーマルパルスYAGレーザを照射した金属片を用いて試験を行った。試験結果は以下のとおりである。1)マイクロスコープによる試験片の表面観察では、凹凸の幅は200$$mu$$$$sim$$500 であった。また、溶融の際に生じたドロスの再付着による物と思われる付着物が存在していた。 2)蛍光X線分析装置を用いた金属組成分析では、アシストガスにAirを用いた試験片にCrの偏析が観察された。アシストガスにArを用いた試験片には偏析は観察されていない。3)イメージングプレート、オートラジオグラフィによる試験へのの観察では、明確な分析は確認できなかった。しかし、放射性核種は約500$$mu$$m以下の表面のごく一部の範囲に存在していることは観察できた。4)試験片の段階研磨とGe測定器による放射線量測定試験からは、アシストガスにArを用いた試験片では120$$mu$$m、アシストガスにAirを用いた試験片では、300$$mu$$m深さまで汚染が取り込まれていることが確認できた。

報告書

重水臨界実験装置(DCA)放射化インベントリの評価(2)

吉澤 俊司; 今野 将太郎; 谷本 健一; 近藤 等士; 羽様 平; 遠藤 浩太郎

JNC TN9410 2001-027, 136 Pages, 2001/12

JNC-TN9410-2001-027.pdf:6.9MB

重水臨界実験装置(DCA)は、最大出力 1KWの臨界実験装置であり、 1969年の初臨界以来、新型転換炉開発や核燃料施設の臨界安全管理技術に資する未臨界度測定技術開発に使用されてきた。DCAは2001年9月26日に運転を停止し、その後、解体届を提出して、廃止措置に移行する計画である。解体届の残存放射性物質及び放射性廃棄物の推定等に係る文書の作成に資する目的で、管理区域内全体の物量、放射化インベントリ及び放射化放射性廃棄物量の評価を実施した。評価結果を以下に示す。 1)管理区域の総廃棄物量は9,464トンである。コンクリート廃棄物は9,162トンで、総廃棄物の97%である。2)本格解体の開始が予定されている2008年頃の放射化インベントリは、 金属等1.39$$times$$10の8乗Bq、生体遮蔽4.90$$times$$10の9乗Bqとなる。 3)現在、制度化が審議されているクリアランスレベルの考え方に従い、解体廃棄物を区分した。この結果、2008年度頃の低レベル放射性廃棄物は36トンである。クリアランスレベル以下または非放射性廃棄物は9,428トンで総廃棄物の99%以上である。また、この内コンクリート7,005トンは非放射性廃棄物となる。

報告書

重水臨界実験装置(DCA)放射化インベントリの評価(I)

吉澤 俊司; 近藤 等士; 八木 昭; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-011, 124 Pages, 2001/12

JNC-TN9410-2001-011.pdf:6.73MB

重水臨界実験装置(DCA)は、最大熱出力1kWの臨界実験装置であり、1969年の初臨界以来、新型転換炉開発や核燃料施設の臨界安全管理技術に資する未臨界度測定技術開発に使用されてきた。今後、DCAは2001年に運転を停止し、廃止措置に移行する計画である。本研究では、廃止措置計画及び解体届に必要な放射性廃棄物量、解体工法及び廃止措置費用の検討の基礎データとなる放射化インベントリの評価を行った。放射化インベントリの評価は、中性子束の影響を受ける原子炉建屋内の炉室及び重水系室の機器を対象に行った。成果は次の通りである。(1)炉室及び重水系室に関する機器重量は108トン、建屋重量は6,039トンである。材質別では、耐食アルミニウム28トン、ステンレス鋼37トン、炭素鋼73トン、コンクリート約6,004トン、その他約5トンである。(2)DCAは、中性子束が小さいため残存放射能が少ない。このため、運転停止7年後には、ステンレス鋼約37トン、炭素鋼約12トンを除くほとんどの機器及びコンクリートが、法制化が審議されているクリアランスレベル以下となる。放射化インベントリは、機器4.25$$times$$10の8乗Bq、生体遮蔽1.71$$times$$10の10乗Bqとなる。

報告書

インキャン式焼却溶融炉のキャニスタ耐久性試験

菅谷 敏克; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-018, 114 Pages, 2001/09

JNC-TN9410-2001-018.pdf:12.35MB

インキャン式焼却溶融炉を主要処理プロセスとする焼却溶融設備を設置した (仮称)固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設計画を進めている。インキャン式焼却溶融炉は、セラミック製キャニスタ内で放射性廃棄物の焼却・溶融固化を行い、キャニスタごと廃棄することを特徴とする。一方、焼却量がキャニスタ容積で制限されることから、焼却量を増やす運転方法として、焼却後に残る焼却灰を溶融減容後、更に焼却を繰り返す運転が考えられる。しかし、本運転法は焼却-溶融を繰り返し行うことにより、溶融とキャニスタの接触時間が延長することでキャニスタ母材の減耗量が減少したり、キャニスタにかかる熱負荷(熱サイクル)が増え、キャニスタ母材の材料強度の低下といったキャニスタの健全性を損なうことが考えられた。そこで、本試験は、廃棄物収納容器として使用しているセラミック製キャニスタに、模擬廃棄物を投入し、焼却温度1000$$^{circ}C$$、溶融温度1500$$^{circ}C$$を繰り返し(1,3,10バッチ)負荷し、キャニスタの減耗速度、高温曲げ強度の変化を確認した。以下に結果を示す。(1)溶湯のキャニスタ母材との接触時間の延長による減耗量の増加は、今回の試験の最大減耗速度が0.09mm/hであり、従来の減耗速度1mm/hと比較しても十分少ない値であった。また、キャニスタ母材の高温曲げ強度は、平均で3Mpaであり、熱負荷をかける試験の前後で変化は見られなかった。(2)今回の試験から、焼却温度1000$$^{circ}C$$、溶融温度1500$$^{circ}C$$の繰り返しによってキャニスタの健全性を損なう要因は、キャニスタ母材の酸化を防止するために塗布されているグレーズ(ガラス製コ ーティング材)の母材からの剥がれによって、母材が酸化劣化を起こし、ぜい化により脆くなった部分が溶湯と接触することで、局部的に減耗することが要因であることが分った。(3)グレーズは、耐熱温度が1300$$^{circ}C$$程度で、溶融運転温度1500$$^{circ}C$$では耐熱温度を超えることになるため、温度変化の繰り返しによってガラスであるグレーズが溶融と固化を繰り返したことから、キャニスタ母材との熱膨張率の違いも影響し、キャニスタ内面のグレーズに剥がれが発生したと考える。 (4)グレーズが剥がれた部分のキャニスタ母材の酸化劣化量 (キャニスタ壁面から母材内部への酸化劣化の進行深さ)は、キャニスタ強度計算から算出した許容減耗量である4.

報告書

デコミッショニング評価システムの開発(7) - DECMAN -

小川 竜一郎; 近藤 等士; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-012, 183 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-012.pdf:13.06MB

核燃料サイクル施設等のデコミッショニングの実施に当たっては、人工数、工期、被ばく線量、廃棄物発生量、コスト等を評価した上で、解体撤去計画を策定し、また、工程の進捗時に臨機応変に対応したプロジェクト管理を行う必要がある。この作業には膨大な集計と計算を行う必要があり、手作業で行うと多大な労力を費やすこととなる。核燃料サイクル施設等のデコミッショニングの実施前に、人工数、工期、被ばく線量、廃棄物発生量、コストといったデコミッショニングを評価する指標をワークステーション上で計算し、解体シナリオを評価し最適化を図る支援システムとして、デコミッショニング評価システム(DECMAN)を開発した。本システムは、評価指標の計算を行う「評価コード」、「施設情報データベース」から成り、ベースとなるアプリケーションには"G2"および"Oracle"を用いた。DECMANの主な機能は以下のとおりである。(1)本システムは、デコミッショニング作業の適切性を判断する指標である、人工、工期、被ばく量、放射性廃棄物量、コストをWBS毎に求めこれを廃止措置計画全体で積算することで定量的に評価する。(2)DECMANの特徴は、デコミッショニングの作業を作業最小単位のWBSに分け、これらを組あわせることにより、幾通りの解体撤去シナリオを容易に作成し、その比較検討を容易に行うことができる点である。本報告書は、これまでのDECMANの開発成果を集大成したものである。

報告書

旧「常陽」廃棄物処理建家ゴムライニングの施された廃液タンクの解体技術の開発

吉澤 俊司; 小川 竜一郎; 近藤 等士; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-007, 105 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-007.pdf:7.42MB

旧「常陽」廃棄物処理建家のデコミッショニング計画のひとつとして、可燃性の天然ゴムでライニングが施されている廃液タンクの解体手法の開発を進めている。本開発では、廃液タンクの解体に際して、被ばく低減に効果的でかつ天然ゴムライニングの発火の危険の無い適切な切断技術を、一般に使用されている機械的及び熱的切断技術を調査して選定した。次に、選定した切断技術とゴムライニングを施した廃液タンク模擬試験片を用いて解体試験を実施し、二次廃棄物を最小にする切断及びライニングの剥離条件等を求めた。試験結果等は以下の通りである。(1)可燃性の天然ゴムライニングタンクの切断技術として、ゴムライニングの剥離機能や遠隔自動化の容易な特徴をも有するアブレイシブウォータージェットを選定した。(2)ノズル移動速度及びアブレイシブ供給量をパラメータとした切断試験の結果、二次廃棄物量が最小になる切断条件はアブレイシブ供給量0.4kg/min、ノズル移動速度300mm/minである。(3)ノズル移動速度をパラメータとした剥離試験の結果、二次廃棄物量が最小になる剥離条件はノズル移動速度60㎜/minで、剥離速度は3,720mmの2乗/minである。(4)ゴムライニング剥離技術の高度化(特に給水量の低減)及びニ次廃棄物の処理案を含めた全体システムの検討が必要である。

報告書

解体廃棄物におけるクリアランスレベル物量評価 -燃料材料試験施設-

近藤 等士; 櫛田 尚也; 滑川 卓志; 青木 法和; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-006, 43 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-006.pdf:1.49MB

国で検討されているRI・研究所等廃棄物のクリアランスレベル策定作業に資するために、現存施設解体時の廃棄物量(材質による区分、放射能レベルによる区分)の試算とそのクリアランスレベル物量の評価を行った。評価は、燃料材料試験施設(3施設)及び固体廃棄物前処理施設の4施設を対象として実施した。解体廃棄物量の試算及び評価結果は以下のとおりである。(1)燃料集合体試験施設(FMF)で発生する廃棄物量は約71,500t(コンクリートは約67, 500t、金属は約3,600t、その他は約300t)である。(2)照射燃料試験施設(AGF)で発生する廃棄物量は約14,200t(コンクリートは約13,300t、金属は約600t、その他は約200t)である。(3)照射材料試験施設(MMF)で発生する廃棄物量は約18,000t(コンクリートは約17,100t、金属は約700t、その他は約100t)である。(4)固体廃棄物前処理施設(WDF)で発生する廃棄物量は約28,600t(コンクリートは約27,900t、金属は約700t、その他は約20t)である。(5)評価の結果、各施設とも上記廃棄物のうちコンクリート廃棄物の全てと金属廃棄物の70%以上がクリアランスレベル以下の廃棄物となる。(6)クリアランスレベルが適用された揚合には、クリアランスレベル以下の廃棄物を放射性廃棄物から除外することにより、施設解体時における放射性廃棄物の発生量を大幅に低減できる。

報告書

レーザ除染技術の開発(6) (ノーマルパルスYAGレーザを用いた除染試験)

福井 康太; 小川 竜一郎; 近藤 等士; 谷本 健一

JNC TN9410 2000-015, 83 Pages, 2000/09

JNC-TN9410-2000-015.pdf:3.06MB

物質表面にレーザ光線を照射することにより、表面を急速に加熱して、溶融、蒸散させることができる。このプロセスを放射性核種で汚染された物質の表面層の除去に適用するレーザ除染技術の開発を実施している。本報告では、ノーマルパルスYAGレーザを用いたレーザ除染技術を核燃料サイクル施設のデコミッショニングや放射性廃棄物の処理に適用することを目的に、旧常陽廃棄物処理建家の配管を用いて実廃棄物レーザ除染試験とノーマルパルスYAGレーザの二次生成物飛散防止試験を実施した。主な結果は以下の通りである。(1)実廃棄物除染試験ノーマルパルスYAGレーザを用いて汚染配管を除染する際にB.G.レベルまで除染効果を得るには0.15mmの除去深さを目標に除染する必要がある。2回の照射で効率よく0.15mmの除去深さが得られる条件は、照射エネルギー密度1.3kJ/cmの2乗である。この条件を満たすには、レーザ平均パワーで364Wの発振器を用いた場合、繰返し速度30Hz、デューティ比50%、試験片移動速度30mm/sが最適である。(2)二次生成物飛散防止試験2次生成物の飛散防止を目的に除染ノズルに取り付ける飛散防止用小型フードを作成した。試験の結果、2次生成物は水平方向には広角度で飛散するが高い位置にはほとんど飛散しないこと、二次生成物の一部はフード内で反射してフード外に飛散することが確認された。飛散防止対策として、幅が広く内部で飛散物が反射しない構造を持ち、フードから飛び出さないようなクサビ型構造と吸引機構を持ったフードが有効である。

報告書

インキャン式高周波加熱を用いた焼却溶融設備の確証試験

菅谷 敏克; 堂野前 寧; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2000-002, 149 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-002.pdf:23.51MB

建設計画を進めている固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)では、高線量$$alpha$$廃棄物である可燃物、PVC、ゴム、使用済イオン交換樹脂及び不燃物の処理方法として、「インキャン式高周波加熱」を用いた焼却溶融設備(セラミック製の廃棄物収納容器を高周波による誘導加熱で昇温し、容器内の廃棄物を対象物によって焼却・溶融する設備)を計画している。試験は、焼却溶融設備の設備設計の最適化を目的として、処理対象廃棄物に対する処理性能(処理能力、処理条件など)や運転条件及び処理中に発生するオフガス中の放射性核種の除去性能条件、また、焼却溶融後の生成物である溶融固化体の性状(核種、主要構成成分の均一性、固化体の強度など)の確認を行った。試験装置は、LEDFで実際に使用される規模の焼却溶融装置(パイロット装置)を用いた。また、放射性核種を使用したホット試験を要するものについては、実験室規模の機器を用いて行った。以下に、主な試験結果を要約する。(1)パイロット装置を用いて処理能力を確認した結果、可燃物・難燃物に対して6.7kg/h、樹脂に対して13.0kg/h、石膏以外の不燃物に対し30.0kg/hであった。また、このときの処理条件は幾つかのパラメータの中から選定し、運転温度については、可燃物・難燃物が1000$$^{circ}C$$、樹脂が1300$$^{circ}C$$、不燃物は1500$$^{circ}C$$、燃焼空気については、空気量は90Nmの3乗/h、空気温度は300$$^{circ}C$$、吹き込み速度は約20m/sが最適であった。(2)焼却溶融設備に必要な処理量が得られる一日の運転時間を確認した結果、可燃物、PVCやゴムなどの焼却対象廃棄物の焼却時間は5時間、焼却前後のキャニスタ昇温、残燃時間は各30分必要であった。不燃物などの溶融時間は、焼却灰の保持時間と石膏の溶融時間を考慮して5時間、キャニスタ昇温時間30分が必要であった。(3)パイロット装置により焼却溶融炉からセラミックフィルターまでの系統除染係数を確認したところ、実廃棄物の主要非揮発性核種(Co、Cs、Ce)に対し、10の5乗以上であった。(4)実験室規模の機器を用いて、高温オフガス中の揮発性ルテニウムを除去する高温Ru吸着塔の設計条件を確認した結果、粒径0.8から1.7mmの鉄担持シリカゲルに対して、滞留時間3秒以上を確保することで、除染係数10の3乗が得られるとともに、吸着材寿命は約1年であることがわかっ

報告書

デコミショニング評価システムの開発(6) - 旧JWTFの解体撤去工法の検討 -

小川 竜一郎; 石島 昇; 谷本 健一

JNC TN9410 99-022, 208 Pages, 1999/09

JNC-TN9410-99-022.pdf:8.62MB

旧「常陽」廃棄物処理建家を解体するにあたって、工法の違いによる工期、作業人工数、被ばく線量当量、廃棄物発生量、コストヘの影響を確認するため、デコミッショニング評価システムによる評価計算を行った。解体工法は建家内の設備の撤去方法により以下の2工法を比較した。・工法A:現場で細断を行い、廃棄物容器に収納して、そのまま廃棄物保管場所に保管する方式。(平成9年度に評価計算を実施。)・工法B:現場で運搬容器に収納できる大きさに切断し、その後、専用の処理施設にて細断および廃棄物容器に収納する方式。尚、工法Bについての評価計算は、専用の処理施設が決まっていないことから運搬容器への収納までを対象とした。以下に、それらの結果を示す。(1)工期は、工法Aが732日に対して工法Bは517日となった。(2)作業人工数は、工法Aが10,023人・日に対して工法Bは6,931人・日となった。(3)被ばく線量当量は、工法Aが61,967人・mSvに対して工法Bは37,606人・mSvとなった。(4)廃棄物発生量は、工法Aが69,112kgに対して工法Bは68,929kgとなった。(5)コストは・工法Aが696,553千円に対して工法Bは442,533千円となった。工法Aに比べて工法Bが工期、人工数、被ばく線量当量、コスト面で優位であり、廃棄物発生量については同等の結果が得られた。一方で工法Bは、専用の処理施設搬入後の作業が含まれていないため、今後、解体評価計算を実施する必要がある。

報告書

高周波シール用可燃性(ECOシート)の開発(3)(物性比較試験)

小川 竜一郎; 石島 昇; 谷本 健一

JNC TN9410 99-019, 57 Pages, 1999/09

JNC-TN9410-99-019.pdf:3.54MB

放射性廃棄物の減容化を図るために、焼却処理の際に腐食性ガスを発生させない焼却処理可能な高周波シール用可燃性シート(以下、ECOシートという)の開発を行っている。本開発試験では、ECOシートはPVCシートに比べ、高温環境下での引張強度が低く、光線透過率が低い等の今までの試験で得た課題解決を目的として、ECOシートに熱を加えたシートを作成して、物性確認試験を行った。また、ECOシートおよびPVCシートについて、実用化の際に必要となる物性データの取得試験を実施した。本試験を要約すると以下のとおりである。(1)熱処理シート平行光線透過率はPVCシートの6倍程度の値であった。その他の性状についてはECOシートと同程度の数値が得られた。(2)ECOシート幅方向と長さ方向の引張強度は同程度であり、方向性は見られなかった。耐薬品性では、キシレンとテトラクロロエチレンに溶解した。転移温度は、融点71$$^{circ}C$$,軟化点70$$^{circ}C$$であり、PVCシートの軟化点144$$^{circ}C$$に比べ低い素材であった。(3)PVCシート幅方向の引張強度は長さ方向の85%程度であり、方向性が見られた。また、低温・常温における引張強度はECOシートの85%、伸び率は40%程度の値であった。高温環境下での引張強度は常温の55%であり、熱処理シートおよびECOシートと比較して温度依存性が小さかった。気体透過率は熱処理シートおよびECOシートの50%程度の値であった。

報告書

旧「常陽」廃棄物処理建家の汚染性状分析

吉澤 俊司; 石島 昇; 谷本 健一

JNC TN9410 99-017, 117 Pages, 1999/08

JNC-TN9410-99-017.pdf:15.22MB

1994年に運転が停止された旧「常陽」廃棄物処理建家のデコミッショニング計画の一つとして、除染方法の検討が行われている。本研究では、旧常陽廃棄物処理建家の系統配管からサンプルを採取して、汚染状況を調査し、また、その除染方法を検討した。成果は以下の通りである。(1)配管内表面は1$$mu$$mオーダー以下の薄膜で覆われ、さらに、深さ約20$$mu$$mの結晶粒子の脱落と考えられる空孔が確認された。また、一部に、深さ約440$$mu$$mの腐食と考えられる組織が観察された。(2)放射性物質は配管下部に沈着しており、また、皮膜内にも取り込まれていると考えられる。60Coが支配的汚染核種である。(3)被ばく低減を目的とする系統除染は、基本的に熱硝酸浸漬除染が適用可能と考えられるが、主系統のサンプルを用いたホット試験により効果を確認する必要がある。また、除染しにくいゴムライニングタンクについては、他の除染方法を検討する必要がある。(4)クリアランスレベルを目的とする除染方法については、今後、主系統のサンプリングによる汚染状況調査およびホット除染試験を実施して決定する必要がある。

報告書

レーザ除染技術の開発(5)(実廃棄物除染試験)

福井 康太; 小川 竜一郎; 石島 昇; 谷本 健一

JNC TN9410 99-016, 77 Pages, 1999/08

JNC-TN9410-99-016.pdf:2.82MB

物質の表面にレーザ光線を照射することにより、表面を急速に加熱し、溶融、蒸散させることができる。このプロセスを放射性核種で汚染された物質の表面層の除去に適用するレーザ除染技術の開発を実施している。本報告では、レーザ除染技術を核燃料サイクル施設のデコミッショニングや放射性廃棄物の処理に適用することを目的に、光ファイバによるレーザビーム伝送試験、旧常陽廃棄物処理建家の配管を用いた実廃棄物除染試験を実施した。得られた成果を以下に要約する。(1)レーザビーム伝送試験長さ3mの石英ファイバを19本束ねた伝送系を用いて、最大出力450mJのQスイッチパルスNd:YAGレーザのビーム伝送試験を実施した結果、入射エネルギーと伝送エネルギーは比例し、入射エネルギー406mJにおいて、168mJ(ファイバ1本当たり8.8mJ)のエネルギーを伝送した。しかし、入射エネルギー425mJにおいてファイバが損傷し、伝送エネルギーが低下した。(2)実廃棄物除染試験旧常陽廃棄物処理建家から切出した配管試験片(ホットサンプル)に対して、QスイッチパルスNd:YAGレーザによる除染試験を実施した結果、1回の照射で試験片の計数率は90%以上減少したが、2回目以降は約4%ずつしか減少しないことが分った。また、除染効率を向上させるには、1)試験片移動速度を遅くすること、2)照射エネルギー密度を高くすること、3)シールドガスをヘリウムにすることが有効であることが分った。

報告書

レーザ除染技術の開発(4)(レーザビーム伝送試験と照射条件の最適化)

福井 康太; 小川 竜一郎; 石島 昇; 谷本 健一

JNC TN9410 99-014, 99 Pages, 1999/07

JNC-TN9410-99-014.pdf:3.43MB

レーザ除染技術を核燃料サイクル施設のデコミッショニングや放射性廃棄物の処理に適用することを目的に、光ファイバによるレーザビーム伝送試験、照射条件の最適化による除染速度向上試験、二次生成物の発生状況及び性状を調査する試験を実施した。得られた成果を以下に要約する。(1)ビーム伝送試験QスイッチパルスNd:YAGレーザの石英ファイバによるビーム伝送試験では、ファイバのコア径が大きいほど、伝送エネルギーが大きくなる。コア径1.0mmのファイバでは、損傷を与えることなく入射エネルギー72mJに対し、最大61mJのエネルギーを伝送できた。バンドルファイバは、単線ファイバの伝送エネルギーにバンドル数を乗じたエネルギーよりも大きな伝送エネルギーを得ることができ、レーザ光のビーム伝送系として適用できる。(2)除染速度向上試験模擬廃棄物を対象とした除染試験では、QスイッチパルスNd:YAGレーザの照射回数を2回、試験片移動速度を3.0mm/sec、ビーム幅を1.2mm、繰返し速度を10Hzにした場合、単位面積当たりのレーザビームショット数が4ショット以上となり、模擬廃棄物が完全に除去できることを確認した。フルエンスを一定とした場合、ビーム径を拡大することにより、単位面積当たりのショット数は大きくなり、除染速度の向上には、ビーム径の拡大が有効である。(3)二次生成物確認SUS304の試験片にQスイッチパルスNd:YAGレーザ及びノーマルパルスNd:YAGレーザを照射した際の二次生成物の粒径について測定した。QスイッチパルスNd:YAGレーザでは、二次生成物の50%以上が粒径0.1$$mu$$m以下の微粒子であり、ノーマルパルスNd:YAGレーザでは二次生成物の50%以上が0.1$$sim$$1.0$$mu$$mの粒子である。

報告書

レーザ除染技術の開発(3)(レーザ伝送系の特性試験)

福井 康太; 小川 竜一郎; 石島 昇; 谷本 健一

JNC TN9410 99-008, 157 Pages, 1999/04

JNC-TN9410-99-008.pdf:4.32MB

レーザ除染法は、物質表面にレーザ光を照射し、表層面を急速加熱して蒸散あるいは溶融させて、それらをシールドガスとともに排気系に捕集することにより汚染を除去するものである。この方法の利点は、徹底除染が可能なこと、二次廃棄物量が少なく処理が容易なこと、遠隔除染が可能なことである。本試験は、ステンレス鋼表面の除染に適するレーザとして選定されたYAGレーザ(ノーマルパルス型、Qスイッチパルス型)を用いて、レーザ伝送に関する試験及び放射性廃棄物への適用性を試験評価した。主な結果は以下の通りである。(1)レーザビーム伝送特性試験レーザ光の伝送媒体に光ファイバを用いて、エネルギーの伝送特性を明らかにし、適用性を評価した。ノーマルパルスYAGレーザは、78%以上の伝送効率を確保しながら、除染に必要なエネルギーである数十Wを十分上回る最大420Wのエネルギー伝送が可能である。QスイッチパルスYAGレーザは、除染に必要なエネルギーを単一の光ファイバで伝送するのは困難である。(2)各種形状模擬試験片の除染試験実廃棄物を模擬したL型アングル、ボルト、円筒の試験片を用いて除染係数を確認した。溶融が主体であるノーマルパルスYAGレーザは、すべての試験片に対して除染係数10の2乗程度が得られた。QスイッチパルスYAGレーザは、表面が平滑なアングルや円筒に対しては10の2乗程度或いはそれ以上の除染係数が得られたが、ボルトは10以下であった。(3)二次生成物特性測定試験レーザ除染によって生じる二次生成物の回収方法の検討に反映するため、シールドガスの種類等をパラメータとして、二次性生物の発生量、粒径、飛散状況等を明らかにする試験を行った。この結果、シールドガスとしてアルゴンを用いた場合には、溶融による落下ドロスが主な二次生成物となる。シールドガスに空気を用いた場合には、燃焼の効果によって飛散ドロスは減少するが気中浮遊物が増加する。気中浮遊物の粒径は3$$mu$$m以下が主であり、ドロスの飛散はほぼ1mの範囲内であった。

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核燃料サイクル施設等のデコミショニング評価システムの開発(DECMAN)

小川 竜一郎; 石島 昇; 谷本 健一

JNC TN9410 99-007, 117 Pages, 1999/04

JNC-TN9410-99-007.pdf:5.18MB

核燃料サイクル施設等のデコミッショニングの計画策定時においては、作業に係わる技術、工程の選定を適切に行い、作業人工数、廃棄物発生量(放射性廃棄物、一般廃棄物等)、コスト(人件費、資材費等)、被ばく量、工期等の最適化を図る必要がある。デコミッショニングの実施中にも、作業の進捗と共に変化する状況に応じて計画の最適な管理を行うことが重要である。そこで、立案された作業シナリオに対して人工数、廃棄物発生量、コスト、被ばく量、工期等のデコミッショニングを評価する5つの指標を定量的に評価し、最適なデコミッショニング計画の策定を支援するデコミッショニング評価システムを開発した。本システムは、汎用ソフトウエアである"ORACLE"及び"G2"を用いて構築した施設情報データベース、技術情報データベース、指標評価コードで構成される。各データベース及びコードの主な機能は以下の通りである。(1)施設情報データベースは、デコミッショニング対象施設の建家情報(大きさ、材質、汚染状態等)と建家内に存在する内装機器情報(各種機器の大きさ、材質、汚染状態等)を蓄積する。(2)技術情報データベースは、デコミッショニング作業に係わる技術である測定、解体、除染作業に用いる機器等の技術情報(機器の特性、能力等)を蓄積する。(3)指標評価コードは、立案した解体撤去シナリオの適切性を判断するために作業人工、被ばく量、工期、コスト、廃棄物量の各評価指標計算を行い、これらの結果を、集計表や期間毎の指標変動チャート、指標の累積チャート等を表示する。

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