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山下 健仁; 牧 翔太; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔
JAEA-Technology 2023-023, 97 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-023.pdf:8.21MB
プルトニウム廃棄物処理開発施設第2難燃物焼却室に設置されている第2難燃物焼却工程設備は、混合酸化物燃料製造等に伴い発生する放射性固体廃棄物のうち塩化ビニル(主にビニルバッグ)、RI用ゴム手袋等の難燃性廃棄物の減容処理技術開発を目的に2002年から焼却処理実証運転を行ってきた。しかし、難燃性廃棄物を処理する際に発生する塩化水素等による設備内部の腐食が進むとともに、焼却炉内壁の耐火物に亀裂の発生、進展が確認されたため、2018年から2022年に運転停止期間を設け、焼却炉等の更新を行った。本設備は廃棄物供給工程、焼却工程、廃ガス処理工程、灰取出工程により構成されており、このうち2020年3月から2021年3月にかけて廃ガス処理工程のスプレー塔の更新を、2021年1月から2022年2月にかけて焼却工程の焼却炉の更新を実施した。また、更新機器の腐食・劣化状況調査のため既設機器の撤去・解体作業中に焼却炉、スプレー塔から試料採取を行い、走査型電子顕微鏡/X線マイクロアナライザーによる観察とX線回折による分析を行った。本報告書ではスプレー塔・焼却炉の撤去・解体に係るグリーンハウスの設営方法、更新手順、更新対象機器の腐食・劣化状況の分析結果について報告する。
吉田 幸彦
IL Nuovo Cimento, 46(2), p.33_1 - 33_8, 2023/03
JAEA is addressing the back-end issues with the steadfast promotion of sustainable measures. The R&D plans are being rationally pursued by considering priorities based on indicators such as bottleneck issues in waste streams, relevance to WAC settings, and effectiveness of cost reduction. In addition, the future vision (JAEA 2050+) has been formulated to promote cross-disciplinary R&D through a new approach that cannot be reached by conventional methods, and active incorporation of information technologies, such as AI technologies. Currently, we are developing intelligent sensing that combines sensing and information processing technologies to realize automatic sorting technology, and non-destructive evaluation technology using high-energy X-ray CT, for legacy wastes. The core technology common to these technologies is image evaluation technology using deep learning models, which was confirmed to perform very well in the evaluation of waste object recognition.
山下 健仁; 横山 文*; 高貝 慶隆*; 牧 翔太; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔
JAEA-Technology 2022-020, 106 Pages, 2022/10
JAEA-Technology-2022-020.pdf:4.77MB
福島第一原子力発電所事故に伴い発生した放射性固体廃棄物は、津波や海水の放水によって塩分を多く含んでいる可能性があるとともに、今後の廃止措置に係る作業や放射性廃棄物を処理する際の閉じ込めにはポリ塩化ビニル(PVC)製品を使用することも想定される。固体廃棄物の処理方法のうち、廃棄物の減容・安定化の効果が優れている焼却法は、検討を進めるべき手法の一つではあるが、塩素成分を含む超ウラン元素(TRU)固体廃棄物の処理には、放射性核種及び塩素成分の廃ガス処理系への移行挙動や塩素成分による機器の腐食の程度等を把握した上で、設置する処理施設の構造、使用材料などを決めていく高度な技術が求められる。そこで、国内で唯一、塩素成分を含むTRU固体廃棄物を焼却可能な設備である、核燃料サイクル工学研究所プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)の第2難燃物焼却設備を用い、廃棄物中塩素成分の廃ガス処理系移行挙動試験、焼却設備の金属材料選定に資する腐食試験及び廃棄物中プルトニウムの廃ガス処理系への分布調査を実施することとし、処理設備の設計検討に必要な種々のデータを蓄積することとした。本報告書は第2難燃物焼却設備を用いたこれらの試験により得られた焼却設備廃ガス処理系への塩素成分の移行挙動、適した耐食材料選定のための金属材料の評価、プルトニウムの分布調査の結果をまとめたものである。
施設管理最適化タスクフォース
JAEA-Technology 2022-006, 80 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2022-006.pdf:4.24MB
2020年4月1日の原子炉等規制法改正とその経過措置を経て2020年度から始められた新しい原子力規制検査制度(新検査制度)に的確に対応するとともに、その運用状況を施設管理の継続的改善に反映していくため、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所に「施設管理最適化タスクフォース」を設置し、2020年11月から課題の整理及び改善策の検討を行った。2021年のタスクフォース活動では、新検査制度の基本方策の一つ「グレーデッドアプローチ」を考慮しつつ、「保全重要度分類とそれに基づく保全方式及び検査区分」並びに「施設管理目標(保安活動指標PI)の設定及び評価」について課題を整理した上で具体的な改善提案を取りまとめた。これら検討結果については、原子力科学研究所の所管施設(試験研究炉、核燃料使用施設、放射性廃棄物取扱施設)の施設管理に適宜反映し、その運用状況を踏まえ更なる改善事項があれば、翌年度以降の活動に反映していくこととする。
加藤 匠馬*; 永岡 美佳; Guo, H.*; 藤田 博喜; 相田 卓*; Smith, R. L. Jr.*
Environmental Science and Pollution Research, 28(39), p.55725 - 55735, 2021/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Environmental Sciences)本研究では、土壌中のSrを無添加でスクリーニングする方法の開発を目的として、模擬土壌(粘土鉱物のバーミキュライト,モンモリロナイト,カオリナイト)及び実際の土壌(照沼)に熱水浸出を行い、有機酸を生成した。安定ストロンチウム(SrCl
)を土壌に吸着させ、10種類の有機酸を用いて、水熱条件下(120
200
C)での模擬土壌からのSrの溶出量を0.3Mまで評価した。ストロンチウムを吸着したバーミキュライト(Sr-V)については、0.1Mのクエン酸が150C、1時間の処理でSrの溶出に有効であることがわかった。これらの結果をもとに、照沼土壌の有機物からの有機酸の生成について検討した。照沼土壌の水熱処理では、200C、0.5hの反応時間で最大量の有機酸が生成された。照沼土壌からのSrの溶出の可能性を確認するために、ストロンチウムを吸着した照沼土壌(Sr-S)を調べた。Sr-Sでは、200Cで0.5hの反応時間で水熱処理を行うと、室温でSrの40%が溶出し、土壌中のSrのスクリーニングに無添加の方法が使えることがわかった。無添加の水熱浸出法は、化学分析の第一段階で固体を焼成する必要がないため、土壌中の金属の日常的なモニタリングや緊急時の対応にも応用できる。
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.
柴田 淳広; 駒 義和; 大井 貴夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.1933 - 1942, 2016/12
被引用回数：19 パーセンタイル：85.7(Nuclear Science & Technology)For planning and investigating on treatment and disposal of the wastes on Fukushima Daiichi NPS, it is necessary to quantify the radioactivity inventory of them. The secondary wastes from the water treatment system are one of the major wastes and the analysis of the water of the treatment system holds the promise of giving the useful information on the inventory of damaged fuel. Therefore, the inventories of the secondary wastes and damaged fuel were estimated with a radionuclide transport model in the contaminated water. The model was developed based on unknown factors that are initial concentration in the hypothetical volume assuming the instantaneous homogeneous mixing and continuous release rate from damaged fuels. In the numerical analysis using this model, the key parameters, initial concentration C
, continuous release rate F and inventory of source of continuous release I
were given by fitting the model with analysis data of the contaminated water. By using these parameter values, the nuclides inventories in the damaged fuel and secondary waste were calculated.
森田 健司; 森本 誠; 久田 雅樹; 福井 康太
JAEA-Technology 2015-038, 30 Pages, 2016/02
JAEA-Technology-2015-038.pdf:14.65MB
旧廃棄物処理建家(旧JWTF)は高速実験炉「常陽」等から発生する放射性廃液の処理施設として供されてきたが、平成7年に新施設である廃棄物処理建屋(JWTF)に運転を切り替え、供用を終了した。以降、廃止措置に着手するまでの期間、施設の維持管理を継続するとともに解体方法及び除染方法の検討を進めてきた。本報は、平成25年度に実施した、高線量下における内装機器の切断解体技術、遠隔技術の調査・検討と調査・検討結果に基づいて行った高線量下に対応した遠隔解体システムの概念検討の結果について報告するものである。切断技術の調査においては、熱的切断及び機械的切断に大別し、その切断能力、技術的成熟度やコスト評価等に基づき遠隔解体システムについて検討した。旧JWTFの解体対象物は高線量下のタンク類であることから、切断時間及び切断能力、更に作業員の被ばく低減のための遠隔性を考慮するとワイヤーソーが適しているものと考えた。また、ワイヤーソーを中心とした遠隔切断システムの検討を行う一方、遠隔視認システム、二次廃棄物回収システム(局所集塵装置の検討)、揚重・搬送システムなどの要素技術について検討し、旧JWTF解体システムの概念について構築を図った。
Awual, M. R.; Eldesoky, G. E.*; 矢板 毅; Naushad, M.*; 塩飽 秀啓; Alothman, Z. A.*; 鈴木 伸一
Chemical Engineering Journal, 279, p.639 - 647, 2015/11
被引用回数：251 パーセンタイル：99.32(Engineering, Environmental)A novel Schiff base ligand based nano-composite adsorbent (NCA) was prepared for the detection and removal of copper (Cu(II)) ions in wastewater samples. Upon the addition of Cu(II) ions to NCA at optimum conditions, the clear color was visible to the naked-eye in the detection system. This NCA exhibited an obvious color change from yellowish to dark green in the presence of Cu(II) ions in aqueous solution. The NCA could detect the Cu(II) ions over other foreign ions with high sensitivity and selectivity. For adsorption behaviour, influences several factors such as solution pH, contact time, concentration for Cu(II) ion adsorption was investigated by batch experiment in detail. The results showed that neutral solution pH was suitable to get optimum Cu(II) ions adsorption.
Cs in radioactive wastes generated from contaminated water treatment system in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station加藤 潤; 目黒 義弘
E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 7(2), p.138 - 144, 2015/08
福島第一原子力発電所の汚染水処理システムの一環として稼働しているセシウム吸着装置及び第二セシウム吸着装置から発生した使用済みセシウム吸着塔、もしくは現在停止している除染装置から発生したスラッジといった廃棄物中のCs濃度は、汚染水の分析データを用いて算出された。それに基づき、汚染水処理システムによる2011年6月6日から2014年8月12日までのCsの総除染量が見積もられた。
グローブ破損調査グループ; バックエンド技術部
JAERI-Review 2002-017, 121 Pages, 2002/09
JAERI-Review-2002-017.pdf:13.36MB
2001年11月21日、東海研究所第1廃棄物処理棟の焼却処理設備で発生したグローブ破損について、グローブ破損調査グループはバックエンド技術部と協力して、焼却炉,灰取出装置等の状況,焼却した廃棄物の種類・性状,グローブの性能等にかかわる調査並びに背景的要因の調査を行い、破損原因の推定及び再発防止策の検討を行った。その結果、破損の原因は、液体シンチレーター廃液の固形化が不十分であったこと,グローブの保護カバーが耐圧性を有していなかったこと及び性能劣化していたグローブが使用されていたことであった。トラブルの再発を防ぐために、固形化状態の直接的な確認を実施すること,グローブの保護カバーを設置すること,グローブの管理を強化すること,手引等の見直し及び教育訓練を実施することとした。
松村 達郎; 臼田 重和
Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.244 - 247, 1998/00
被引用回数：17 パーセンタイル：69.26(Chemistry, Physical)燃料サイクル施設におけるTRU廃棄物処理技術の向上を目指して、不溶性タンニンのAm吸着挙動を調べた。不溶性タンニン(タンニックス
)は燃料製造工程から発生するウラン含有廃液の処理のために吸着剤として開発された。これは、分子中にC,H,Oしか含まないため完全に焼却して分解でき、二次廃棄物を大きく減容することが可能である。しかし、TRUの吸着に関する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
[ml/g]を求めた結果、室温では硝酸濃度0.02MにおいてKが約4000であり、0.02-0.10Mにおいて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。本発表では様々な条件下におけるAm吸着挙動について述べる。
内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 千田 充久*; 桐島 健二*
JAERI-M 93-213, 204 Pages, 1993/10
超ウラン核種を含有する蒸留残渣等の廃溶媒の処理プロセスとして提案した液中燃焼法を中心とするプロセスについて、処理施設の概念設計及び予備コスト評価を行った。また、これらの結果に基づいて安全性等の技術の特質、TRU廃棄物の低減効果、経済性等の評価を行い、併せて実用化上の重要課題を整理した。その結果、2次プロセス廃液を全く排出しない単純な処理・固化システムを達成し得ること、TRU廃棄物の発生量を競合技術(乾留固化法)に比べ数10分の1以下に低減できること、建設費は再処理施設全コストの1%以下の小さな値に止め得ることなどを明らかにした。また、TRU核種を分離したリン酸カルシウム系低レベル廃棄物については、一時貯蔵、輸送時の安全性、遮蔽負担を考慮するとTRU核種とともに
・
核種の除染をより積極的に考慮する必要があることなどを確認した。
内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 天川 正幸*; 内田 勝秀*
JAERI-M 93-191, 58 Pages, 1993/10
再処理工場から発生し、TRU元素を含有する廃溶媒を分解して無機化する技術として液中燃焼法を取り上げ、同法について廃溶媒処理技術としての適用性を評価するために必要な放射性核種の燃焼挙動などのプロセスデータを取得した。実験にはベンチスケール規模(処理量:1.39l/hr)の液中燃焼実験装置を用いた。本報告書では、(1)リン酸トリブチルとノルマルドデカンとの混合物からなる模擬廃溶媒の燃焼挙動,(2)模擬廃溶媒に添加したルテニウム及びヨウ素等の燃焼・移行挙動などについて述べる。
保健物理部; バックエンド技術部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 大洗研究所管理部放射性廃棄物処理課; むつ事業所管理部保安管理課; むつ事業所施設部施設第1課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-M 92-144, 301 Pages, 1992/10
本報は、1991年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における放射性廃棄物処理を含む保健物理業務について、管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
諏訪 武; 栗林 伸英*; 石毛 洋一; 後藤 覚司*; 安宗 武俊*; 立川 圓造
JAERI-M 92-133, 147 Pages, 1992/09
原子炉解体前の系統化学除染及び解体後の機器除染に適用可能な、硫酸-セリウム(IV)(SC)溶液及び硫酸単独溶液を用いる化学除染法の開発研究を進めてきた。化学除染プロセスでは、高い除染効果の達成と共に、除染による二次廃棄物発生量の低減化を計る必要がある。この観点から各種廃液処理試験を行い、廃液の性状に応じて適切な廃液処理プロセスを選択できるようにした。本報告は、SC除染プロセスの概要、廃液処理試験の概要、電気透析と拡散透析を中心とした廃液処理基礎試験結果、及び解体前系統除染法と解体後機器除染法における廃液処理プロセスのモデル評価、二次廃棄物発生量の低減効果等について検討した結果をまとめたものである。
西村 允宏
原子力工業, 38(4), p.29 - 31, 1992/04
原子力船「むつ」に関する特集の一部として、関根浜附帯陸上施設の現状を・港湾施設、・燃料取扱貯蔵設備、・放射性廃棄物処理設備、・放射線管理設備に別けて、それぞれの概要を簡略に述べた。
保健物理部; 安全管理課; 放射線管理課; 放射性廃棄物処理課; 保安管理課; 施設第1課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-M 91-171, 294 Pages, 1991/11
本報は、1990年度の日本原子力研究所の東海、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における放射性廃棄物処理を含む保健物理業務について、管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
内藤 和夫; 平山 勝嘉; 川上 泰
NGK原子力技報, 0(3), p.4 - 13, 1991/03
NGK原子力技報は、日本ガイシ(株)が発行している雑誌であり、主にこの会社に関係した廃棄物処理について記載したものである。今回、日本ガイシ(株)は、乾式焼却処理装置の納入実績のある原研やRI協会などの非電力における焼却処理の特集を行う予定である。このため、当研究所に投稿の依頼があり、東海研究所での焼却処理装置の開発経過及び処理実績などをまとめた。その主な内容は、次のとおりである。(1)東海研究所での放射性廃棄物処理方法の概要、(2)これまでに設置した3基の焼却処理装置の概要、(3)セラミックフィルタを用いた乾式排ガス処理装置の開発試験および乾式焼却装置の処理実績、(4)今後の焼却処理の課題
諏訪 武; 栗林 伸英*; 安宗 武俊*; 立川 圓造
Proc. of 1991 JAIF Int. Conf. on Water Chemistry in Nuclear Power Plants: Water Chemistry,91, p.737 - 742, 1991/00
原子炉解体関連の化学除染技術は、解体時における従業員の被爆低減を目的とした解体前の系統除染と解体後の機器除染に大別される。機器除染法は、解体時に大量に発生する汚染金属廃棄物の減容、更には再利用を図るために国内外で盛んに研究開発が進められている。汚染金属を無拘束レベルまで除染するためには、表面に付着したクラッドのみならず母材内部にまで拡散した放射性核種をも除去する必要がある。本法では、硫酸-セリウム(SC)溶液を用いた機器除染について、除染効果、各種金属材料の腐食速度、廃棄処理等の基礎試験結果を報告する。更に基礎試験に基づいた標準除染条件、基本的な除染プロセス等について紹介する。JPDR除染金属はSC溶液によって、母材を30
m程度溶解すれば1Bq/cm
以下になり、十分一般廃棄物にすることが可能である。
