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香西 直文; 佐藤 淳也; 大杉 武史; 下山 巖; 関根 由莉奈; 坂本 文徳; 大貫 敏彦
Journal of Hazardous Materials, 416, p.125965_1 - 125965_9, 2021/08
被引用回数：24 パーセンタイル：85.21(Engineering, Environmental)Radiocesium-bearing SSA was solidified in geopolymer (GP) and ordinary Portland cement (OPC) and the characteristics of the solidified bodies were investigated by various aspects including mechanical strength, transformation of SSA components during solidification, and radiocesium confinement ability by leaching test. After static leaching test at 
C, 
Cs was hardly leached out from the GP-solidified bodies containing SSA at 30 wt% to ultrapure water (
0.1%), whereas more than 30% Cs was leached from the OPC-solidified bodies containing SSA at 30 wt%. GP is far superior to OPC for solidifying radiocesium-bearing SSA.
藤井 健悟*; 越智 康太郎; 大渕 敦司*; 小池 裕也*
Journal of Environmental Management, 217, p.157 - 163, 2018/07
被引用回数：35 パーセンタイル：77.23(Environmental Sciences)福島第一原子力発電所事故後、高濃度の放射性セシウムにより汚染された大量の都市ごみ焼却飛灰は、環境回復の観点から大きな問題となっている。本研究では、福島県で採取した都市ごみ焼却飛灰中放射性セシウムの物理化学的特性を、粒形分別と環境省告示第13号試験により評価した。結果から、都市ごみ焼却飛灰中放射性セシウムの放射能濃度とシルバイトなどの共存物質含有量は、都市ごみ焼却飛灰の粒形に応じて変化することが分かった。粉末X線回折分析の結果、水溶性の放射性セシウムはCsClとして存在し、難溶性の放射性セシウムは非晶質物質の内部に結合していることが分かった。
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。
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。
中山 卓也; 川戸 喜実; 大杉 武史; 嶋崎 竹二郎; 花田 圭司; 鈴木 眞司; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Technology 2014-046, 56 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2014-046.pdf:7.61MB
日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の研究開発活動で発生した放射性の可燃性及び難燃性廃棄物を、減容のため焼却処理をしている。焼却処理により発生した焼却灰はセメント固化して処分する計画としている。焼却灰は各拠点で発生するが、焼却炉型や廃棄物により特徴が異なるため、セメントの固化条件を設定するための基礎試験を拠点毎に行い、データを取得する必要がある。また、セメント固化試験においては、共通に評価すべき項目があるため、統一した手順で試験を進めていくことが重要である。本手引書は、セメント固化処理設備の設計に向けた基礎的なデータ取得を計画する際に、試験方法や条件設定の参考として利用するために作成した。焼却灰のセメント固化試験において評価すべき項目として、法規制において廃棄体に求められる要件について整理し、一軸圧縮強度や流動性などの技術的な7つの評価項目を抽出した。試験を計画する際に必要となる焼却灰, セメント, 水, 混和材料の選定方法の項目、試験固化体の作製手順の項目及び膨張、一軸圧縮強度、溶出量等の評価の方法の項目については、これまでの知見から注意すべき点を記載した。同時に、固化条件の最適化に向けた試験フロー及び調整の指針についてまとめた。最後に、各拠点でセメント固化試験に着手する際の助けとなるよう、目標とする固化条件を満足する固化可能な範囲の目安及び固化技術開発の課題について取りまとめたものである。
香西 直文; 鈴木 伸一; 青柳 登; 坂本 文徳; 大貫 敏彦
Water Research, 68, p.616 - 626, 2015/01
被引用回数：20 パーセンタイル：60.58(Engineering, Environmental)福島第一原子力発電所の事故起源の放射性セシウムを含む下水汚泥焼却灰(以下、焼却灰)を分析した。分析に用いた焼却灰5試料のうち、2試料は、指定廃棄物となる放射能濃度基準を超えていた。焼却灰は、大きく2つの鉱物群からなる。一つは、リン酸塩鉱物や金属酸化物であり、これらは塩酸に可溶である。もう一つはケイ酸塩である。塩酸に可溶な鉱物のうち、鉄を主成分とする鉱物(恐らく酸化鉄)に、大部分の放射性セシウムが含まれていた。焼却灰を微粉砕したのちに塩酸水溶液中で加熱することにより、リン酸塩鉱物と金属酸化物を効果的に溶解することができた。溶解残渣中の放射性セシウムの濃度は、指定廃棄物となる放射能濃度基準を下回った。溶解残渣は、ほぼケイ酸塩からなる。溶解残渣中の放射性セシウムは、非常に安定に固定されていることが、溶解残渣の静的浸出試験から明らかになった。
玉田 正男
環境資源工学, 51(2), p.99 - 101, 2004/04
ポリエチレン製の不織布へ放射線グラフト重合を行い繊維状の金属捕集材を合成した。グラフト重合は基材ポリマーの放射線照射により開始される。照射した基材はモノマーと反応させキレートまたはその前駆体を導入した。前駆体は化学処理により、キレート基へと変換した。得られた繊維状の捕集材は鉛溶液か除去において、空間速度が500h
という高い空間速度での使用が可能であった。このキレート捕集材はホタテ加工残渣からのカドミウム除去や焼却炉の洗浄水からの鉛の除去に応用が可能である。
星 亜紀子; 中塩 信行; 中島 幹雄
原子力バックエンド研究, 10(1-2), p.93 - 102, 2004/03
日本原子力研究所で計画されている雑固体廃棄物のプラズマ溶融処理に資するための技術的検討の一環として、融点が高いものやハンドリングが難しいと思われるものに着目し、アルミナるつぼ,マグネシアスピネルるつぼ,セラミックフィルタエレメント,アスベスト,模擬焼却飛灰についてプラズマ溶融試験を行い、溶融方法の検討を行った。その結果、るつぼ,アスベストは、装荷条件や廃棄物組合せを工夫することにより均質な溶融固化体が製作できることを確認した。また、還元性雰囲気の溶融炉でセラミックフィルタエレメントを溶融するためには、スラグ成分を酸化性に調整する必要があること、模擬焼却飛灰中の低沸点重金属成分は、スラグ組成の調整により揮発が抑制され、溶融固化体中に残存する割合が高くなることがわかった。
廣田 耕一
Isotope News, (566), p.9 - 11, 2001/07
原研高崎では、電子ビーム照射によりごみ燃焼排煙中のダイオキシン類の濃度を1/10程度に低減する技術を開発するため、2000年10月より高浜クリーンセンターにおいて試験を行っている。本稿では、主に電子ビームによるダイオキシン分解試験装置の概要について紹介した。本試験は2002年3月まで実施し、実用性を評価した後、技術移転を行う予定である
石山 孝; 馬場 恒孝; 三田村 久吉; 前田 敏克
廃棄物学会論文誌, 12(2), p.82 - 86, 2001/03
水の臨界点を超える領域での水熱固化反応を焼却灰の安定な固化体への転化に利用するため、黒鉛鉛パッキンの考案により、500
,64MPa(630気圧)の条件で使用可能な水熱ホットプレス装置を開発した。この装置を用いて模擬焼却灰の固化実験によって、従来の水熱ホットプレスでは新たな鉱物相の形成が不十分であった固化体に比べて、高温高圧条件で作製した固化体では形成した新たな鉱物相の種類、量ともに顕著な改善が認められた。
橋本 昭司
放射線と産業, (89), p.47 - 49, 2001/01
原研高崎研究所は平成12年10月からごみ燃焼排煙中に含まれるダイオキシンの電子ビームによる分解試験を開始した。パイロット規模の試験装置は群馬県榛名町にある高浜クリーンセンター敷地内に設置された。本稿ではこの試験の背景,計画の概要,期待される成果について述べる。
岩瀬 正則*
JNC TJ8400 2000-063, 78 Pages, 2000/03
JNC-TJ8400-2000-063.pdf:1.93MB
本研究は、焼却灰を介した溶融金属の酸化反応を制御し、かつそれをスラグ除染に積極的に利用する手段を確立すること最終目的としており、本年は焼却灰の主成分である複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩の物理化学的性質、中でも融体中の酸化物イオンの物理化学的挙動を、溶融塩中のCu2+/Cu+酸化還元平衡によって調査した。2元系、3元系アルカリ金属硫酸塩中のCu2+/Cu+平衡におよぼす諸因子の影響のうち、本年度は特にガス分圧(酸素分圧、SO2分圧)について重点的に調査した。硫酸塩融体中におけるCu2+/Cu+比の酸素分圧、SO2分圧依存の関数形を提示し、その妥当性を熱力学的に検証した。さらに本年度は、高温腐食現象の機構解明の端緒として、複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩中へCr2O3溶解実験を行った。結果から、一定温度および雰囲気において平均イオン半径、換言すれば酸素イオン活量が同じ融体は、同様の酸化物溶解挙動を示すという重要な知見が得られた。
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
大越 実
ケミカルエンジニアリング, 44(2), p.60 - 64, 1999/02
原子力の開発及び利用に伴って種々の放射性廃棄物が発生してくる。他の産業活動と同様に原子力が社会に受け入れられていくためには、これらの放射性廃棄物を安全かつ合理的に管理していく必要がある。近年、原子力発電所等において、放射性廃棄物の埋設処分を念頭においた、濃縮・減容及び安定化処理技術の導入が図られている。本稿においては、これらの諸技術のうち、固体状廃棄物の減容処理技術(高温溶融焼却炉及び溶融処理施設)と固形化処理技術についての紹介を行った。
三森 武男; 高橋 英樹
デコミッショニング技報, 0(14), p.73 - 81, 1996/08
原研再処理特研では、ユニチカ(株)と共同で放射性廃液中に含まれるPuを吸着除去し、併せて吸着後、吸着材を焼却することにより廃棄物の減容を図ることができる無機系吸着材を開発した。この無機系吸着材は、比表面積を低下させることなく、高い親水性のみを付与した繊維状吸着材約80%に無機バインダー約20%を加え、取扱いの容易なカートリッジ状に成形したものである。本吸着材はカラム流通試験の結果、吸着材の層高Lと直径Dの比を3以上、空塔速度SVを1.6h以下の条件で優れたPu吸着性能を発揮した。加えて酸性領域においても良好なPu吸着性能を示すことから再処理施設より発生する硝酸酸性廃液の処理に有用である。更に焼却試験の結果、焼却に伴う有害ガスの発生及びPuの飛散はほとんど認められず、焼却後は、残留灰分は無機バインダー分のみとなり、大幅な減容が期待できることが判明した。
大内 仁; 五十嵐 寛; 河村 和広
PNC TN8440 95-044, 148 Pages, 1995/10
東海事業所及び大洗工学センターにおける高温溶融技術研究成果について議論する場として第1回高温溶融技術研究会を1995年10月6日に地層処分基盤研究施設4階大会議室で開催した。当日は東海事業所、大洗工学センター、人形峠事業所、本社から45名が参加し、高温溶融技術に関連した14件の研究成果の発表があった。本報告書は、研究会の発表要旨及びOHP資料をとりまとめたものである。
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焼却装置の撤去庄司 喜文; 佐藤 元昭
デコミッショニング技報, (8), p.22 - 30, 1993/06
日本原子力研究所大洗研究所の放射性廃棄物処理施設で、約17年間使用してきた放射性廃棄物の焼却設備を解体・撤去した。解体・撤去に際しては、使用履歴を考慮して汚染物と非汚染物の分類を実施するとともに、可能な限り圧縮減容を行い、廃棄物パッケージ発生量の低減化に努めた。この作業を通じて、耐火レンガ等粉塵が発生しやすい物質を内包する大型装置の解体に関する技術的知見やデータを得るとともに、撤去品の取扱いに関する管理および経験を蓄積することができた。本報告は、焼却設備の解体・撤去における作業管理、放射性廃棄物の取扱いなどの実際について、まとめたものである。
沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄
PNC TN8430 93-001, 37 Pages, 1993/04
プルトニウム第二、第三開発室等のプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニム廃液処理設備において凝集沈殿処理(Fe共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副性物の発生しない或いは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、今回その一環として不溶性タンニンを用いたノンスラッジ廃液処理プロセスの基礎試験に着手した。本試験では、一般に金属イオンに対する吸着性が良く、かつ焼却処理の容易な不溶性タンニンを用いてプルトニウムの吸着率に及ぼす廃液のpH依存性、最大プルトニウム吸着率、不溶性タンニンに対するプルトニウム飽和吸着量等の基礎試験を行った。その結果次のようなことが明らかになった。1)吸着率に及ぼす廃液のpH依存性が少ない。2)廃液中の放射能濃度が640Bq/ml以下の場合、不溶性タンニン100mgに対する吸着率は99%以上である。3)不溶性タンニン100mgあたりの最大吸着線放射能量は、1.85x10/SUP8/Bqであり、プルトニウムに換算すると17.5mgである。このように、本設備のノンスラッジ廃液処理プロセス化を進める上での不溶性タンニンに対する基礎データが得られた。今後、カラム試験を通して具体的なフローシートスタディを行う計画である。
not registered
PNC TN1700 93-012, 107 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由(1) 再処理施設及び高レベル放射性物質研究施設から発生する低放射性の可燃性廃棄物の焼却炉の更新のため。(2) プルトニウム転換技術開発施設において再処理施設以外から受け入れる硝酸ウラニル溶液の受け入れ機能の追加のため。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。
木原 伸二; 矢幡 胤昭; 安藤 昇; 西村 允宏
Incineration Conf. Proc., p.457 - 460, 1993/00
原子力発電所から発生する使用済イオン交換樹脂(廃樹脂)は、従来効果的な処理技術が確立されていないため、主に貯槽等に貯蔵されてきた。これらの廃樹脂は今後も継続的に発生するため、その減容・安定化処理が急務の課題となっている。これらの現状を踏まえ、原研大洗研においては、流動層と酸化銅触媒を組み合わせた焼却法を研究・開発してきた。これまで、基礎研究の成果を踏まえて作製したパイロットスケールの試験装置において、未使用樹脂及び放射性同位元素(RI)を吸着させた樹脂を用い、触媒の燃焼効果及びRIの挙動に係る評価試験を行ってきた。今回、酸化銅の表面積及び空孔率が異なった触媒を用いて、燃焼効果及びRIの挙動に及ぼす酸化銅の表面積、空孔率等の影響について評べ、触媒の能力に係る評価を行った。
