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坂内 仁; 菊池 優輝; 今泉 春紀; 福井 康太
デコミッショニング技報, (57), p.34 - 42, 2018/03
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの各施設から発生する線量の高い放射性固体廃棄物の減容処理を行うため、固体廃棄物減容処理施設(OWTF: Oarai Waste Reduction Treatment Facility、建設中)では、インキャン式高周波誘導加熱方式によりセル内遠隔操作にて放射性固体廃棄物を減容および安定化処理する計画である。ここでは、建設中の固体廃棄物減容処理施設の概要および放射性固体廃棄物の減容および安定化処理に関して紹介する。
石原 圭輔; 横田 顕; 金澤 真吾; 池谷 正太郎; 須藤 智之; 明道 栄人; 入江 博文; 加藤 貢; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Technology 2016-024, 108 Pages, 2016/12
JAEA-Technology-2016-024.pdf:29.74MB
研究機関, 大学, 医療機関, 民間企業等において放射性同位元素や放射線発生装置, 核燃料物質等が使用され、多様な低レベル放射性廃棄物(以下「研究施設等廃棄物」という。)が発生しているが、これらの研究施設等廃棄物については、処分方策が確定されておらず、各事業者において長期間に亘り保管されている状況である。高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの
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固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。埋設処分に対応可能な廃棄体を、安全、かつ、効率的に作製するためには、「予め廃棄物を材質ごとに仕分け、形状等を整えるとともに、埋設処分等に係る不適物等を除去すること」が極めて重要である。本稿では、この研究施設等廃棄物の処理・処分のための解体分別及び前処理について報告を行うものである。
坂内 仁; 佐藤 勇*; 堂野前 寧; 北村 了一
JAEA-Technology 2015-059, 352 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-059.pdf:51.53MB
大洗研究開発センターの各施設から発生する線量の高い
固体廃棄物の減容処理を行うため、固体廃棄物減容処理施設(OWTF: Oarai Waste Reduction Treatment Facility、建設中)では、インキャン式高周波誘導加熱方式によりセル内遠隔操作にて放射性固体廃棄物を減容および安定化処理する計画である。本報告書では、OWTFの運転に向け、焼却処理および溶融処理の処理条件の設定に資するデータ取得の目的で実施した確証試験の結果をまとめた。確証試験では、OWTFで処理する放射性廃棄物の封入形態、材質および物品等を模擬した模擬廃棄物を用いた。
中塩 信行; 中島 幹雄
デコミッショニング技報, (26), p.45 - 55, 2002/11
低レベル放射性廃棄物の溶融処理は、減容比が大きいこと,放射性核種の閉じ込め性能が高い固化体を製作できることなど、処分を考慮した均質で安定な廃棄体を製作するための有望な処理方法として注目されている。日本原子力研究所(原研)では低レベル放射性廃棄物を溶融処理により減容し、処分に向けて均一で安定な廃棄体を製作するために、1999年から高減容処理施設の建設整備を進めている。施設の供用開始に先立って、原研では処分に適した安定で放射能分布の均一な溶融固化体を製作するための溶融条件を把握することを目的に、プラズマ溶融処理によって製作した溶融固化体の性能評価試験を行ってきた。溶融試験では、非金属廃棄物を中心とした模擬雑固体廃棄物とRIトレーサーを非移行式プラズマトーチの加熱によって溶融し、溶融時における核種移行挙動及び溶融固化体の均一性,化学組成及び機械的強度等を調べたので、その一部を紹介する。
平林 孝圀; 亀尾 裕; 中塩 信行
Proceedings of International Symposium on Technologies for the Management of Radioactive Waste from Nuclear Power Plants and Back End Nuclear Fuel Cycle Activities (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
原子力施設の廃止措置により発生する大量の低レベル放射性廃棄物の減量と減容の観点から、施設解体前あるいは解体後に適用できる二次廃棄物の発生量が少ない高性能な4種の除染技術、並びに、廃棄物の減容技術、特に高い減容率と安定・均一化が達成できる溶融技術の開発成果について述べる。除染処理技術開発については、配管内に高速で旋回流動する空気流に研磨材をのせて管内壁の汚染物を研削除去する空気流動研磨除染技術、解体前の配管内を原位置で電解研磨法により除染する原位置電解除染技術、汚染金属表面の汚染物をガラス化したのちドライアイス粒を高速で吹きつけ急冷して熱衝撃を与え剥離除去する溶融ガラス化・熱衝撃除染技術、並びに、赤外・紫外レーザー照射下において誘起される化学反応を利用して汚染除去するレーザー化学除染技術について、開発成果を述べる。減容処理技術開発については、JPDRの解体金属廃棄物を用いた金属溶融試験、並びに、模擬雑固体廃棄物とRIトレーサーを用いた雑固体溶融試験の成果について述べる。さらに、低レベル放射性廃棄物の新たな放射性廃棄物管理システムとして、現在原研で構築を進めている高減容処理計画について紹介する。
平林 孝圀
Energy Hum., 45, p.14 - 18, 1998/06
低レベル放射性廃棄物は、放射能レベルが比較的低い反面、発生量が著しく多く、累積保管量は年々増加の一途をたどっている。ここでは、低レベル廃棄物の発生状況、管理の現状などについて概観し、合理的な処理処分の在り方と減容・安定化の必要性について概説した後、多種多様な材質及び核種構成を持ち、比較的処理の困難な研究所等廃棄物の処理を念頭に、減容処理を安全かつ効率よく行う上で必要となる放射能測定や形状・材質測定等の内容物確認技術、減容処理に先立つ分別・切断技術、各種の除染技術、溶融・安定化技術及び高圧縮技術等について論じる。さらに、原研東海研において、減容効果の高い処理技術を中心とした新たな放射性廃棄物管理システムを構築するために建設整備を進めている高減容処理施設の概要を紹介する。
平林 孝圀; 門馬 利行
機械の研究, 48(5), p.18 - 24, 1996/00
原子力の利用に伴い発生する放射性廃棄物のうち、低レベル放射性廃棄物は、その放射能レベルが比較的低い反面、発生量が著しく多く、累積保管量は年々増加の一途をたどっている。ここでは、低レベル廃棄物の発生状況、管理の状況などについて概観し、合理的な処理処分の在り方と減容・安定化の必要性について概説した後、多種多様な材質及び核種構成を持ち、比較的処理の困難な研究所等廃棄物の処理を念頭に、減容処理を安全かつ効率よく行う上で必要となる放射能測定や現状・材質測定等の内容物確認技術、減容処理に先立つ分別・切断技術、各種の汚染技術、溶融・安定化技術及び高圧縮技術等について論じる。さらに、原研東海研において、減容効果の高い処理技術を中心とした新たな放射性廃棄物管理システムを構築するために建設整備を計画している高減容処理施設の概要を紹介する。
五十嵐 寛; 小林 洋昭; 正木 敏夫; 野崎 昇一*; 河村 和廣; 米谷 雅之; 寺田 明彦
PNC TN8440 94-028, 173 Pages, 1994/06
本報告書は、環境技術開発部、環境技術第一開発室において平成5年度に実施された主な技術開発や試験成果についてまとめたものである。(1)溶融技術高度化試験・円筒電極直接通電型溶融炉(JCEM)技術開発として工学試験装置を用いた模擬高レベル廃液の供給試験を実施し、JCEMの通電特性、原料処理特性を把握した。・ガラス溶融炉設計手法の体系化及び運転支援のための溶融炉設計システムの概念検討を実施するとともに、システムの中核となる熱流動解析コードの検証を行った。・モックアップ2号溶融炉を用いた遠隔解体試験を実施した。・炉内検査試験装置の製作を完了し、基本性能評価試験を実施した。・コールドクルーシブル溶融技術の廃棄物処理への適用性を評価するため、金属やガラスを溶融する基礎試験を実施し、溶融特性を把握した。耐蝕性を考慮したインコネル690製の炉を製作した。・ガラス固化技術開発施設の運転保全、支援及び外部期間からの情報提供依頼に対して技術情報の円滑な利用を図るため、廃棄物研究開発データベースシステムの改良を行うとともにデータの入力を実施した。(2)高レベル廃棄物高減容処理技術開発・高レベル廃液中の沈澱物の諸物性を把握するための試験を実施した。・模擬廃液から電解法で白金族元素であるPdとRuを分離する試験を行い、定量的
藤木 和男; 山手 一記
EUR-15691, 0, p.133 - 146, 1994/00
低レベル金属廃棄物の再利用での溶融処理は、材料加工の第一段階であるのみでなく、除染・残留放射能測定の容易化・減容の多面的な長所を有する重要なプロセスである。この溶融時の放射性核種の移行等に関するデータ収集のため、原研では放射性金属の溶融造塊試験を行っている。JPDRの解体で生じた実廃棄物を用いた試験では、残留核種であるCo-60のインゴット内への残留とその均一性を確認した。また引き続き実施中の、RIトレーサを用いた模擬廃棄物試験では、インゴット等の金属、スラグ、ダストの各生成物中への核種毎の移行割合を測定し、試験条件パラメータの影響を解析している。その結果、これまでにMn-54の場合は溶融温度が、Cs-137については造滓剤成分の影響が大きいことが確かめられた。
矢幡 胤昭
原子力工業, 39(6), p.21 - 27, 1993/00
廃樹脂の減容処理技術の開発はこれまでに数多く行われて来たが実処理は行われていない。廃樹脂は難燃性で、ススの大量発生が焼却処理を困難にしている。そこで、酸化銅触媒を用い、ススの発生を抑制した廃樹脂の燃焼技術を開発した。小規模試験装置を用い、イオン交換樹脂の熱分解挙動、燃焼速度の測定、触媒の使用温度を調べた。これらの結果を基にしてパイロット装置を製作し、コールドの樹脂を用い安定な燃焼条件を調べた。含水率の高いスラリー状の樹脂は約700
Cに加熱した流動層で熱分解・燃焼し、約650Cに加熱した触媒との接触反応でススの発生は大幅に低減できた。樹脂の安定燃焼条件が得られたので、コバルト-60、マンガン-54、セシウム-134を吸着させた樹脂を燃焼させ移行挙動を調べた。小規模の基礎試験からパイロット装置を用いたホット試験にいたるまでを紹介した。
廃棄物等減容処理施設の設計調査山崎 純*; 関 貞雄*; 福田 五郎*
PNC TJ9409 91-001, 164 Pages, 1991/02
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センターで発生する高線量固体廃棄物は,現在2
3重のステンレス製の缶に密封収納後,日本原子力研究所大洗工学研究所廃棄物処理場の高レベル固体廃棄物貯蔵施設に保管されている。しかしこの施設は,現在の貯蔵量と今後の発生量から推定すると平成8年ごろ満杯となるため,既貯蔵廃棄物の減容等により貯蔵能力の拡大化を図る必要がある。本報告書はこれを受けて,現在保管中の高線量固体廃棄物,あるいは今後発生する廃棄物の量,性状等を調査予測を行い,処理量に見合った合理的処理プロセス等に係わる設計調査を行い,その結果をまとめたものである。特に本設計調査では発生源から送られてくる固体廃棄物の減容処理の効率化等に重点をおいた検討を行い運転性,保守性,安全性,開発度,経済性等の面も加味した検討を行った。
小林 義威; 松鶴 秀夫; 吾勝 常勲; 森山 昇
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(11), p.865 - 868, 1980/00
被引用回数：11 パーセンタイル：88.54(Nuclear Science & Technology)放射性可燃性廃棄物の減容処理方法として開発が進められている酸分解法は、熱濃硫酸-濃硝酸を使用する方法である。本報では、酸化剤である濃硝酸の代りに市販されている30%過酸化水素を用い、主にイオン交換樹脂を対象に基礎的検討を行い、30%過酸化水素が濃硝酸に代りうるすぐれた酸化剤として有機廃棄物の酸分解に利用できることを明らかにした。
加藤 貢
no journal, ,
(1)減容技術の現状と課題について、中間貯蔵施設に保管する除去土壌の再生利用を図り、最終処分量をできるだけ少なくするための減容処理技術の現状把握及び戦略策定上の目標と課題を説明する。(2)福島県環境安全センターで原子力機構が進める減容処理技術開発の取り組みについて、除去土壌の分級処理後に 濃縮した粘性土から放射性セシウムを多く吸着している鉱物(バーミキュライト)を選択的に分離する減容技術を開発し、熱処理や化学処理時の負担を軽減する。また、可燃物(草木類)の減容・再生利用技術では、中間貯蔵施設に搬入しない比較的放射能濃度が低い牧草(サイレージ)等の草木類を対象として、溶解・分解処理し、処理後物から放射性セシウムを回収、燃料や資材として活用できる減容・ 再生利用技術を開発する。
猿田 晃一; 直江 崇; 勅使河原 誠; 二川 正敏; 梁 輝
Erkan Nejdet*
特願 2021-188317 公開特許公報
【課題】加工により発生するヒュームの大気中への拡散防止およご前記ヒュームを回収可能な加工装置を提供すること。 【解決手段】 加工対象物10の局所部16を溶融するために、前記局所部16を加熱する加熱ヘッド122を備えた加熱装置120と、前記局所部16と前記加熱ヘッド122とを繋ぐ加熱エリア20の外側にミストカバー層40を形成するミスト層形成装置140と、液体からミスト41を生成して前記ミスト層形成装置140に供給するミスト生成装置130と、前記加熱ヘッド122により加熱されて溶融する前記局所部16を前記加工対象物10の加工場所12に沿って移動させる加工位置移動機構30と、を備え、前記ミスト層形成装置140から噴霧された前記ミスト41により、前記加熱エリア20の外周を覆う前記ミストカバー層40を形成した、ことを特徴とする加工装置。
