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報告書

高線量$$alpha$$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

PNC-TJ9409-91-001.pdf:4.41MB

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$$alpha$$固体廃棄物は,現在2$$sim$$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$$alpha$$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$$alpha$$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$$alpha$$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。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,7; 様々な容器形状を想定した廃棄物中の核種インベントリによる固化体温度の解析

平木 義久; 榎本 真由*; 寺澤 俊春*; 今泉 憲*; 加藤 潤; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所(福島第一)の汚染水処理から発生する廃棄物を、セメント等で固化処理した場合の固化体の最大温度を評価する目的で、様々な廃棄物保管容器を模擬し、放射線輸送コード及び熱伝搬コードを用いた解析を行った。解析概要及び得られた結果の一部を紹介する。

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