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飯田 芳久; 中土井 康真; 山口 徹治
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(1), p.53 - 64, 2017/06
東京電力福島第一原子力発電所において発生する汚染水処理二次廃棄物の長期的な保管のための技術的知見を蓄積することを目的として、東京電力から発表されている情報を汚染水処理二次廃棄物管理の観点でとりまとめた。そして、長期保管に際する保管容器の健全性に対する懸案事項として、塩化物イオン共存および放射線下でのステンレス鋼製容器の腐食、酸性条件および活性炭共存下でのステンレス鋼製容器の腐食、およびスラリーを収納した高性能容器(HIC)の放射線劣化を抽出した。
中山 真一; 森田 泰治; 西原 健司
Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 6 Pages, 2001/09
群分離・核変換技術(PT)によって、高レベル放射性廃棄物(HLW)の毒性低減が可能であるとされている。一方、プロセスロスや二次廃棄物、さらには解体廃棄物などが発生する。廃棄物の性状や量はシステムの性能の一部を表わす重要な指標である。原研が提唱する階層型システムを対象として、発生する廃棄物の性状や量の予測を開始した。年間0.25トンのマイナーアクチニドを消滅するPTシステムによって発生する廃棄物のうち、現行の軽水炉核燃料サイクルに比べ増加する放射性核種は、核変換の結果生ずるC (110g/yr)やPb-Bi冷却材の放射化生成物であるPo (10 Bq/yr) などであり、現在のサイクルから発生する廃棄物と異なる性状の廃棄物は、乾式再処理工程から発生する塩廃棄物、ハル・貴金属FP合金などである。
中山 真一; 森田 泰治; 西原 健司
Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 6 Pages, 2001/00
群分離・核変換技術(PT)によって高レベル放射性廃棄物(HLW)の短期・長期の毒性低減が可能である。一方、PTシステムからはプロセスや二次廃棄物、及びプラント寿命のような長期にわたって発生する保守・解体廃棄物などが発生する。廃棄物の性状や量はシステムの性能の一部を表す重要な指標である。原研が提唱する階層型システムを対象として、発生する廃棄物の性状や量の予測を開始した。年間0.25トンのマイナーアクチニドを消滅するPTシステムによって発生する廃棄物のうち、現行の軽水炉核燃料サイクルに比べ増加する放射性核種は、核変換の結果生ずるC(110g/yr)やPb-Bi冷却材の放射化生成物であるPb(10Bq/yr)などであり、現在のサイクルの廃棄物と異なる性状の廃棄物は、乾式再処理工程から発生する塩廃棄物、ハル・貴金属FP合金などである。
中山 真一; 森田 泰治; 西原 健司
KURRI-KR-57, p.55 - 62, 2000/11
群分離・核変換技術によって高レベル放射性廃棄物の短期的・長期的潜在的毒性を低減し、さらに処分場の設計合理化が期待されている。一方、群分離・核変換サイクルに含まれる化学プロセスからは種々の化学性状の低レベル放射性廃棄物が発生する。廃棄物の発生量や性状は工学システムの性能を示す重要な指標である。このため、日本原子力研究所が提唱する群分離・核変換サイクルにおける発生廃棄物について検討を開始した。現在までに群分離プロセス及び核変換プロセスについては定量的な、また乾式燃料再処理プロセスについて定性的な検討を行った。核変換プロセスにおける窒化物燃料、SUS316被覆管、Pb-Bi冷却材の放射化生成物、及び乾式燃料再処理プロセスから発生する廃棄塩(KCl-LiCl)などは群分離・核変換サイクルに特有の廃棄物であり、処理処分のための新たな検討が必要である。
鈴木 正啓*; 岩崎 行雄*
JNC TJ8420 2000-013, 96 Pages, 2000/03
核燃料サイクル開発機構東海事業所プルトニウム燃料第二開発室に設置されている多くのグローブボックスの解体撤去計画を策定するにあたって、グローブボックスの効果的な一次除染及び除染後の効率的な放射線測定は、作業者の被爆量の低減化及び解体廃棄物の放射能レベルを下げる上で不可欠なプロセスである。このため、本年度はグローブボックスの一次除染及び放射線測定に関する技術の調査及び技術等を含めて、プルトニウム燃料第二開発室に設置されている代表的なグローブボックスに対して、二次廃棄物の発生量が少なく、処理性の容易な一次除染法及び遠隔化可能な放射線測定法の調査、適用性の評価を行い、グローブボックス解体計画策定に必要な知見が得られた。
森田 泰治; 久保田 益充
放射性廃棄物研究, 2(1-2), p.75 - 83, 1996/02
原研では、高レベル廃液中の元素を、超ウラン元素群、Tc-白金族元素群、Sr-Cs群及びその他の元素群の4群に分離する群分離プロセスを開発中である。本論文では、この4群群分離プロセスより生ずる分離された各群の内容及びその後の処理法について、また発生する廃棄物の種類、組成等について検討した結果を示す。さらにこれら廃棄物の処分法の可能性についても検討した。超ウラン元素は消滅処理へ、Tcは利用或いは消滅処理へ、白金族元素は利用へ向けられ、直接的には廃棄物とはならない。Sr-Csは吸着-か焼により安定な固化体とし、その他の元素群はガラス固化体として、合わせて廃棄物の減容を達成できる。群分離で発生する二次廃棄物では、抽出溶媒処理後のリン酸塩とU逆抽出剤からのナトリウムが主なものである。これらの廃棄物中の放射性核種の濃度を低くすることが重要である。
加藤 潤; 大井 貴夫; 駒 義和; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 芦田 敬
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組みにおいて、多種多様な放射性廃棄物が発生している。これら廃棄物の処理処分の検討において、放射能インベントリを決定することが重要であり、インベントリ評価手法の確立が不可欠である。しかし、事故由来の廃棄物である、従来の廃棄物と汚染状況が異なる、これまでに発生例がない廃棄物が多い、現状では廃棄物の採取・分析が困難なものが多いなどの理由から、評価方法の確立は容易ではない。本研究では、汚染水処理設備の中のセシウム吸着装置及び第二セシウム吸着装置から発生する廃吸着塔、除染装置から発生したスラッジに関し、各装置から発生する廃棄物の分析ではなく、各装置の入口及び出口の汚染水を分析することによって、廃棄物中のインベントリを評価する方法(分析結果に基づく評価手法)を検討し、32核種のインベントリを推定した。
目黒 義弘; 佐藤 淳也; 加藤 潤; 中川 明憲; 駒 義和; 芦田 敬
no journal, ,
福島第一原子力発電所では大量の汚染された水が原子炉建屋内にたまっている。この水:滞留水は、放射性物質及び溶解している塩類(海水由来)を取り除いた後に、燃料の冷却に利用されている。滞留水中の様々な放射性核種が溶解しているため、その除染には、沈殿や吸着などに基づく種々の汚染水処理装置が用いられている。したがって、複数のスラッジや使用済みの吸着材が廃棄物として発生している。これらの多くはこれまでに原子力発電所の操業によって発生してきた廃棄物とは性状が異なり、処理処分の実績がない。福島第一原子力発電所ではこれら廃棄物のほかにも、大量の解体廃棄物などが発生するため、廃棄物の処理処分の方策は、これらを含めたトータルで考える必要はある。しかし、汚染水処理から発生する廃棄物は先に述べたように特殊であるため、その廃棄体化方法の選定のために、既存の廃棄体化技術の技術的な適用性を確認しておく必要がある。そこで我々は、技術検討の第一段階として、3種類のスラッジ及び3種類の吸着材へのセメント材による混練固化試験を実施し、固化状態や固化物の特性を調べ、適用性を評価した。
福田 裕平; 菅沼 隆; 比内 浩; 池田 昭*; 小畑 政道*; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
既設多核種除去設備及び増設多核種除去設備の前処理設備から発生した炭酸塩スラリー廃棄物を採取し、その性状を調査するためICP-AESによる元素濃度分析と粒度分布測定を行った。ICP-AESによる元素濃度分析では、前処理設備の除去対象元素であるCa, Mgを高い濃度で検出し、この他に有意量のNa, Si, Fe及びSrを検出した。試料間において、Ca/Mg濃度比に最大約2倍の差が認められたが、これは、処理水(供給水)の組成の違いによるものと推定される。また、粒度分布測定の結果、今回までに試料採取した範囲では、設備の違いや処理水の組成によらず同程度の粒子径のスラリー廃棄物が発生していることがわかった。これらのデータは、スラリー廃棄物の安定保管の検討に資するものである。
小野崎 公宏*; 佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 見上 寿*; Platzka, M.*; Blazsekova, M.*
no journal, ,
福島第一原子力発電所における汚染水処理によって発生したスラッジの模擬物を、ジオポリマー固化材を用いて固化し、一軸圧縮強度や溶出特性等を調査した。ジオポリマー固化材は、チェコ共和国やスロバキア共和国で樹脂やスラッジ等の実廃棄物の固化に実績を持つ、Amec Foster Wheeler社のジオポリマー固化材"SIAL"を用いた。試験の結果、養生に伴い強度は向上し、28日目には約20MPaとなった。また、溶出試験を実施し、核種の保持性の高さを確認した。ジオポリマー固化材SIALが汚染水処理二次廃棄物の固形化材として、一定の適応性を持っていることを確認した。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 上田 浩嗣*; 黒崎 文雄*; 米山 宜志*; 松倉 実*; et al.
no journal, ,
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の汚染水処理により発生する二次廃棄物の廃棄体化技術検討の一環として、スラッジや廃吸着材の模擬廃棄物を対象とした圧縮成型及び焼結固化試験を開始した。本件では、多核種除去設備から発生する鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー、第二セシウム吸着装置から発生するゼオライト及びケイチタン酸等の吸着材の模擬廃棄物を作製した。スラリーは一般試薬を混合することで調製し、ゼオライト及びケイチタン酸は、実際の汚染水処理に用いられているものと同じものの未使用品を試験に用いた。模擬廃棄物を対象として、一軸圧縮プレスによる成型試料と成型試料を高温で焼結した試料を作製し、(1)強度(一軸圧縮及び摩耗性)、吸湿性等の固化体特性及び(2)焼結固化体からの模擬核種の浸出性を評価した。主要な評価結果は、それぞれシリーズ発表(2)圧縮成型と焼結固化試験、及び(3)焼結固化体の浸出性評価、で報告する。
福田 裕平; 比内 浩; 柴田 淳広; 野村 和則; 池田 昭*; 小畑 政道*; 市川 真史*; 高橋 陵太*; 平山 文夫*
no journal, ,
既設多核種除去設備及び増設多核種除去設備の前処理設備から発生した炭酸塩スラリー廃棄物を採取し、その性状比較を行うため、放射化学分析, pH測定, SEM-EDX分析を行った。放射化学分析の結果、H-3, Mn-54, Co-60, Sr-90, Sb-125, Cs-134, Cs-137が検出された。既設・増設のどちらのスラリーについてもSr-90が支配的であり、Sr-90濃度は、既設スラリー: 710 Bq/cm、増設スラリー: 610 Bq/cmであった。この既設・増設のスラリーの性状の違いは、既設・増設の処理工程の違いである鉄共沈工程の有無の差や処理を行った汚染水の組成の違いによるものと推定される。
福田 裕平; 荒井 陽一; 比内 浩; 野村 和則; 池田 昭*; 小畑 政道*; 市川 真史*; 高橋 陵太*; 平山 文夫*
no journal, ,
増設多核種除去設備の前処理設備にて発生し、約5か月間高性能容器(HIC)に保管されていた炭酸塩スラリーを、深さ位置を変えて3点(深さ60cm, 100cm, 150cm)採取し、ICP-AESによる元素濃度分析及び放射能分析等の各種分析を行い、炭酸塩スラリーの性状と採取深さ位置の関係を調べた。元素濃度分析の結果、Mg, Ca, Na等が検出されたが、各試料の金属元素組成比に違いは認められず、採取深さに関係なく試料中の固体成分の組成は同一であると推察する。しかし、固体成分の割合は、採取深さ60cmの試料に比べて、100cmと150cmの試料が大きい結果となった。また、Sr-90放射能濃度の結果も同様の傾向となった。スラリー中の粒子が沈降することにより、固体成分の割合が上昇し、その結果、放射能濃度が高くなったと推定される。これらの結果は、スラリー試料のインベントリ評価や、今後の評価の際のスラリー採取位置の検討に役立てられる。
柴田 淳広; 駒 義和; 大井 貴夫; 高橋 博一*
no journal, ,
福島第一原子力発電所各号機建屋に滞留する汚染水中の放射性核種濃度の推移を表す数値解析モデルを作成した。また、原子炉各号機由来の水処理二次廃棄物のインベントリを試算した。
目黒 義弘
no journal, ,
福島第一原子力発電所における汚染水処理から、種々の放射性廃棄物が発生し、貯蔵されている。これらの中で特に濃縮廃液、鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーは、高濃度のストロンチウム-90と大量の水及び海水成分を含んでいる。そのため、そのままの性状で長期貯蔵した際には、保管容器の腐食等による放射性廃棄物の漏えい及び放射線分解による水素ガスによる燃焼のリスクが増大する。本研究では、これら廃棄物を、リン酸系固型化材を用いて固化する技術を開発している。固化体の硬化時に加熱脱水を実施することにより水素ガス発生を抑制すると同時に、Sr及び海水成分を難水溶性の安定な化合物とすることで固定化することを目指している。
中山 卓也; 野村 光生; 美田 豊; 杉杖 典岳; 米川 仁*; 分枝 美沙子*; 矢板 由美*; 村田 栄一*; 保坂 克美*
no journal, ,
六フッ化ウラン(UF )に曝露された金属を対象として、大気開放後に生成する腐食層や母材に付着した放射性物質を、合理的に除染する方法の研究として、腐食層を模擬した試料を使って、水, 希釈酸, 酸性機能水(電解生成水)による除染特性を評価した。その結果、酸性機能水の特徴である高い酸化還元電位が除染性能に影響することが分かった。
中山 卓也; 野村 光生; 美田 豊; 杉杖 典岳; 米川 仁*; 分枝 美沙子*; 矢板 由美*; 村田 栄一*; 保坂 克美*
no journal, ,
六フッ化ウラン(UF)に曝露された金属を対象として、大気開放後に生成する腐食層や母材に付着した放射性物質を、合理的に除染する方法の研究として、模擬試料および実試料を使った除染試験結果から、除染効率, 二次廃棄物発生量等の評価を実施した。その結果、酸性機能水除染は他の希釈除染と比較して総合的に優れていることを確認した。
中山 卓也; 野村 光生; 美田 豊; 杉杖 典岳; 米川 仁*; 分枝 美沙子*; 矢板 由美*; 村田 栄一*; 保坂 克美*
no journal, ,
六フッ化ウラン(UF)に曝露された金属を対象として、大気開放後に生成する腐食層や母材に付着した放射性物質を、合理的に除染する方法の研究として、実試料を用いて、酸性機能水浸漬+超音波洗浄による除染特性試験を実施した。その結果、放射性物質が残留する大気解放後の腐食層および母材表面を効果的に除去できることを確認した。
比内 浩; 佐藤 大輔; 明道 栄人; 駒 義和; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
福島第一原子力発電所において、除染装置スラッジが保管されている。除染装置スラッジの処理処分方法を検討するため、その中に含まれる放射性核種の種類と放射能濃度を詳細に把握することが必要となる。今回、除染装置スラッジの実試料を採取し、前処理方法を検討・確立した上で、放射化学分析を行い、処理処分方法の検討する上で重要なデータを取得できた。
佐藤 大輔; 比内 浩; 明道 栄人; 駒 義和; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
福島第一原子力発電所において、汚染水処理により発生した除染装置スラッジが貯蔵されている。このスラッジを発電所内移送する計画があり、移送手段等の検討のため実試料の性状の把握が必要となっていた。今回、少量採取された実スラッジ試料を用い、移送設備の設計に必要なデータを取得した。