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亀尾 裕; 原賀 智子; 中塩 信行; 星 亜紀子; 中島 幹雄
日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.354 - 362, 2004/12
低レベル放射性廃棄物をプラズマ溶融して製作した溶融固化体の化学的安定性を調べるため、MCC-3S試験法に準拠した溶出試験を行い、溶融固化体の主要成分(Na, Al, Si, Ca, Fe)と放射性核種(
Co, 
Cs, 
Eu)の溶出率(NL
)を測定した。溶融固化体の化学組成がNLに与える影響について調べた結果、溶融固化体のNLに対するFeO濃度の影響はあまり大きくなく、CaOとSiO
の重量比で表される塩基度に大きく依存することがわかった。塩基度が0.8以下溶融固化体の場合、logNLは塩基度と直線関係にあるため、溶融固化体の化学組成を調べることによりNLを推定することが可能であると考えられる。
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。
中島 幹雄; 福井 寿樹*; 中塩 信行; 磯部 元康*; 大竹 敦志*; 涌井 拓治*; 平林 孝圀*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.687 - 694, 2002/06
被引用回数：16 パーセンタイル：69.83(Nuclear Science & Technology)原研における低レベル放射性廃棄物の高減容処理プログラムの一環として、処分に適した安定な固化体を製作するための溶融条件の最適化を図るために、非金属雑固体廃棄物の溶融試験を行った。模擬廃棄物をCo,Cs,Euとともに非移行型プラズマトーチで溶融し、固化体の化学組成と物理的特性,及び放射性核種分布と残存率を調べた。固化体はほぼ均質で、十分な機械的強度を有している。放射性核種は固化体内に均一に分布し、固化体に残存するCs量はスラグ塩基度に依存したが、Csのそれは依存しなかった。スラグ相中にCoを含む微小な金属粒が観察された。これは還元性の雰囲気下での金属酸化物の還元によるものであった。
前田 敏克; 坂本 義昭; 中山 真一; 山口 徹治; 小川 弘道
JAERI-Review 2001-001, 25 Pages, 2001/02
JAERI-Review-2001-001.pdf:1.28MB
廃棄物の溶融固化処理は減容性、均質性等の観点から優れた処理法であり、一部は実用化されている。溶融固化体は、処分時のバリア性能についても高い能力を持っているとの期待があるが、評価方法は確立しておらず、今後の研究が必要である。このため、公開文献をもとに溶融固化体のバリア性能研究の現状を調査した結果、固化体に含有されるCoやSr等の元素は、母材元素である鉄やシリカの腐食または浸出に律速された浸出挙動をとると推定されていることがわかった。しかし、固化体自体の耐久性については、これまで研究が行われていないことが明らかとなり、今後、バリア性能評価手法を確立するためには、現状で不足している長半減期核種の浸出性データの取得を進めるとともに、長期にわたる固化体の耐久性を明らかにしていくことが必要と考えられた。
福井 寿樹; 中塩 信行; 磯部 元康; 大竹 敦志*; 涌井 拓治*; 平林 孝圀*; 中島 幹雄
JAERI-Review 2000-033, 82 Pages, 2001/02
JAERI-Review-2000-033.pdf:2.61MB
原子力施設において発生する低レベル雑固体廃棄物をプラズマ加熱により溶融処理し、安定した品質の溶融固化体を製作するためには溶融スラグの流動性を向上する必要がある。一般には、より高温で溶融処理し、溶融助剤等を添加することにより流動性を向上することが考えられるが、耐火物侵食の抑制や減容性の確保といった観点からは望ましい方法とはいえない。そこで、本稿では廃棄物中に含まれ、溶融スラグに対して流動性向上が期待される化学成分(FeO)に着目し、溶融スラグの流動性を向上させるとともに、溶融条件の緩和を図るものとした。まず、状態図及び粘性データの文献調査により、流動性向上成分であるFeOによる溶融スラグの融点降下及び粘性低下が期待できることを確認した。さらに、実際の雑固体廃棄物処理を想定し、融点降下及び粘性低下の観点から最適な溶融条件を検討した結果、(CaO+FeO)/(SiO+AlO
)で定義される塩基度を0.5~0.6以上に保つことにより、安定した溶融処理が可能であることがわかった。
中塩 信行; 涌井 拓治*; 大竹 敦志*; 中島 幹雄; 福井 寿樹*; 磯部 元康*
Proceedings of 8th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '01) (CD-ROM), 4 Pages, 2001/00
低レベル雑固体廃棄物の溶融処理の最適化を目的として、模擬雑固体廃棄物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,溶融固化体の物性を調べた。溶融固化体の分析結果から、化学成分と加熱時間の変化がCsの移行挙動に影響を与えることがわかった。ほぼすべてのEuは溶融固化体に残存していた。また、得られた溶融固化体はほぼ均一であり、十分な圧縮強度を有していることが明らかになった。
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
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
、樹脂が1300、不燃物は1500、燃焼空気については、空気量は90Nmの3乗/h、空気温度は300、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
