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中村 寿; 藤木 和男
Technology and Programs for Radioactive Waste Management and Environmental Restoration,Vol. 2, p.1683 - 1686, 1993/00
放射性金属を溶融・造塊した場合における放射性核種の移行挙動を調べることを目的に、JPDRの解体金属廃棄物の一部および軽水炉の解体で予想される代表的な汚染核種を模擬したRIトレーサ(Mn-54,Co-60,Zn-65,Sr-85,Cs-137)を用いて、溶融試験を行った。試験では、鋼材の溶解温度とスラグの塩基度を試験パラメータとし、溶融により生成した鋼塊、スラグ、排ガス等の放射能測定から、核種毎の生成物中への移行挙動を調べた。この結果、使用した核種の移行挙動はその大部分が鋼塊中に留まる核種(Mn-54,Co-60,Zn-65)と、鋼塊には留まることなくスラグあるいは排ガス中へ移行する核種(Sr-85,Cs-137)とに大別できること等が分かった。本報は、現在進行中のこの試験に関して、これまでの結果を述べたものである。
石山 祐二*; 山路 順一*; 水嶋 豊史*; 三森 武男; 宮島 和俊
Technology and Programs for Radioactive Waste Management and Environmental Restoration,Vol. 2, p.917 - 921, 1993/00
原研再処理特別研究棟では、湿式再処理試験において発生したTRU核種を含むプロセス廃液を凝集沈殿処理した際に生成した、流動性を有するTRUスラッジを保管管理可能な安定固化体にするためのTRUスラッジ固化装置を設置した。処理方法は、マイクロ波加熱によるインキャンメルト方式で、レトルト内でTRUスラッジにガラス形成剤を添加し蒸発・乾固する工程を繰返し行い積層状態とし、最終工程で完全に溶融し、均質な固化体とするものである。本装置は、TRUスラッジを5l/hで蒸発処理する能力を有している。また、本装置主要部はグローブボックス内に収納されているため、固化体組成としては、安全の観点等より、低融点でかつ一定の強度を有するホウ酸亜鉛系ガラス組成を選定した。本報告では、ガラス固化装置の特徴及び模擬廃液によるコールド試験結果について報告する。