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松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*
Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/10
東海再処理施設では、発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設としてLWTFを建設し、コールド試験を実施している。本施設では、当初、液体廃棄物の処理に伴って発生する核種分離後の硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていた。しかし、現在は、環境負荷低減のために廃液内の硝酸根を分解する必要があり、硝酸塩を炭酸塩に置換した後、セメント固化体とする計画として、設備導入に向けた検討を進めている。現在、この廃液に対するセメント固化技術開発として、高炉スラグ(BFS)を主成分としたセメント材の適用検討を行っている。本発表では実規模(200Lドラム缶スケール)で試験を行った結果についてまとめたものを報告する。
大西 徹; 槇 彰; 柴田 里見; 八戸木 日出夫; 乳井 大介; 橋本 孝和; 福田 一仁
JNC-TN8410 2001-023, 188 Pages, 2001/11
JNC-TN8410-2001-023.pdf:30.98MB
本資料は、平成13年10月11日に日本原燃(株)六ヶ所本部再処理事業所にて開催した「第四回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。第四回は、「東海再処理施設の保全・補修実績」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
大岡 紀一; 石井 敏満
軽金属溶接, 37(1), p.17 - 24, 1999/00
本稿は、浸透探傷試験に関する各種試験法の特徴や開発動向及び国内外の規格について紹介するものである。この探傷試験技術は、試料表面の微細な開口きずを視覚化するものであり、試験手法は、目視観察、浸透液の除去及び浸透液の現像の方法によって分類される。最近の技術開発では、検出精度及び作業効率の向上を目指した探傷剤の開発、及び微細きずを識別するための画像処理技術の適用が検討されている。今後は、画像処理技術の導入、探傷剤の更なる改良など、適用範囲の拡大、作業の更なる高効率化及びきず検出の高精度化を目指した浸透探傷試験技術の開発が進められることに期待したい。
館盛 勝一
JAERI-Review 97-018, 37 Pages, 1998/01
JAERI-Review-97-018.pdf:2.05MB
本報告書は、隣の核大国である中国における使用済み核燃料再処理技術の開発の経緯をまとめたものである。その内容は、初期における旧ソ連からの技術導入による沈殿法の検討、ピューレックス法への転換、パイロットプラントの建設、軍事用再処理工場の建設、運転、そして発電炉燃料の再処理技術開発などである。ここでは、読者の理解に役立てようと、清華大学朱教授の記念講演等いくつかの参考資料も後に追加した。
石塚 悦男; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 41, p.195 - 200, 1998/00
被引用回数：2 パーセンタイル：74.31(Nuclear Science & Technology)ベリリウムは、核融合炉の中性子増倍材及び第一壁として期待されており、ブランケットの設計データを取得するためのベリリウム照射研究がJMTRにおいて行われている。ベリリウムの中性子照射研究は、当初JMTRの一次冷却水のトリチウム濃度上昇の原因を調べる目的で行われてきたが、その経験は核融合炉材料としての研究として引き継がれ、現在では球状ベリリウムの製造、照射挙動評価及び再処理技術等の研究を行っている。球状ベリリウムの製造技術としては、回転電極法を開発し球状ベリリウムの製造が可能となった。照射挙動評価としては、ベリリウム特性試験設備を用いてトリチウム放出特性、熱及び機械的特性についての評価を行っている。再処理技術については、ハロゲンガスを用いた乾式法がベリリウム再処理に適しているとの見通しを得た。
田中 康正
PNC-TN8410 96-284, 245 Pages, 1996/03
再処理技術開発部アクチニドプロセス・分析開発室において平成7年4月より平成8年3月の期間に実施した技術開発に係わる成果の概要について取りまとめた。アクチニドプロセス・分析開発室では、高速炉燃料再処理技術の高度化を目的としたプロセス技術開発、及びそれらに係わる分析技術開発を推進してきている。また、先進的核燃料リサイクルにおける湿式核種分離技術の開発も進めている。今年度は、Pu及びNpの共抽出等のピューレックスプロセス高度化試験、TRUEX法、SETFICS法等のマイナーアクチニド分離回収技術開発、新抽出剤の開発、
モニタ、抽出錯体構造解析、RETF関連分析確証試験等の分析技術開発、所内各部室の研究開発支援分析、先進的核燃料リサイクル技術開発を進めるためにCPF設備改造に係わる詳細設計等を実施してきた。本報では、これらの技術開発の経緯と主要な成果について取りまとめた。また、技術開発の進展に不可欠な施設の維持・管理・利用及び改造計画についても、合わせて示した。
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。
岡根 章五; 宮島 和俊; 高橋 英樹*; 三森 武男
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1905 - 1908, 1995/00
再処理特研では、1968年から1969年に日本で初めてピューレックス法を用いて、JRR-3の使用済燃料を処理して再処理試験に成功して約200gのプルトニウムを得た。その後、1970年に装置を閉鎖し、廃液処理や燃焼率測定等の研究施設として利用され今日に至っている。TRU核種を含む廃棄物は、今後核燃料サイクル事業の進展と共に増大することが予想され、またTRU核種を含む放射性廃棄物の種類、形状は多種多様であり安全に処理を行えることを実証することは極めて重要である。原研では、TRU廃棄物の処理技術開発の実証及び再処理施設解体技術開発の場所として再処理特研に貯留されている各種廃液を用い、1984年よりTRU廃棄物の処理技術開発を進めると共に,1990年より再処理特研を利用して核燃料物質取扱施設の解体技術開発を行っている進捗状況を報告するものである。
金属減容技術に関する調査佐久間 敦宏; 菅谷 敏克; 宮崎 仁; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC-TN9420 95-011, 13 Pages, 1994/10
本調査は、大洗工学センターにて実施する固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の基本設計の遂行にあたり、その初期階段において系金属廃棄物を処理する「金属減容設備」のプロセスの確定に資することを目的に実施したものである。調査対象には、概念設計での確定に至らなかったインダクトスラグ溶融方式、及びインキャンメルト方式の2方式と、同じ高周波溶融加熱原理である浮揚溶解方式を加えた3方式を設定し、各技術の現状を整理するとともに、LEDFの「金属減容設備」プロセスとしての適用性、並びに他の溶解方式との比較による優位性について評価・整理した。その結果、3方式の中でインキャンメルト方式が、現状において「前処理設備の軽減化」及び「技術実証度」の評価において、他方式と比較として最も技術的に優位にあることが確認された。また、施設運用に影響する「経済性」の評価においても同方式が他方式と比較しても最も負担が少ないことも確認された。したがって、本調査の結果に基づき、LEDFの「金属減容設備」プロセスにはインキャンメルト方式を選定するものとした。
菅谷 敏克; 中野 朋之; 宮崎 仁; 飛田 祐夫
PNC-TN9420 94-015, 80 Pages, 1994/07
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内における新型動力炉開発に係わる照射後試験等の試験、研究業務で発生する放射性固体廃棄物の低線量化、高減容化処理を行うことを目的として、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。LEDFの処理対象廃棄物としては、センターの各施設から発生する大型固体廃棄物の他、現在「高レベル固体貯蔵施設」に金属密封缶の状態で保管されている「高線量固体廃棄物」がある。本報は、LEDFの廃棄物処理工程検討に資するため、廃棄物の移動・運搬技術と開缶に関する技術の現状について調査を行ったものである。移動・運搬技術の調査では、一般産業界における移動・運搬技術や使用機器についての実情や動向、また原子力業界の利用状況についての調査を行った。また、開缶技術の調査では、現在使用されている金属密封缶をモデルに原子力業界及び産業界において缶を開けるために使用されている装置、及び利用可能な切断技術や方法について調査を行った。
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
菅谷 敏克; 宮崎 仁; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC-TN9420 94-010, 103 Pages, 1994/04
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内で発生する汚染大型廃棄物は、WDFにて解体した後、規定のサイズの缶に収められ、「中央廃棄物処理場」に払いだされる。近年廃棄物発生量がWDFの処理能力を超え、このままでは施設の運転に支障をきたすことが予想されており、センター内廃棄物管理を効率的に行うため、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。本計画の推進にあたっては、WDFの大型固体廃棄物処理機能をLEDF計画の中で有効利用することの是非は重要な課題であり内部検討の他、外部委託を含む検討を実施した。この結果、LEDFをWDFに併設してWDFの処理機能を活用するためには、WDFの改造を施したとしても処理能力不足、処理停止期間、廃棄物発生量等課題も多く対応も困難であることこから、LEDF計画の中でWDFを活用していくことは得策ではないとの結論に達した。また、本結論については、平成6年3月の第8回廃棄物問題調整委員会で報告された。
環境技術課*
PNC-TN9080 93-001, 25 Pages, 1992/12
大洗工学センターの今後の業務展開を見通した場合、従来の廃棄物管理計画になかった廃棄物が多量に発生する状況にある。そのため中長期に渡り、大洗工学センターの研究開発の円滑な推進を図り、かつ廃棄物管理方策の効率的に展開を進めていくため具体的な施策として、固体廃棄物処理技術開発施設(仮称)の建設が不可欠なものとの結論に至った。本計画書は、固体廃棄物処理技術開発施設の建設計画を進める上で必要となる同施設の必要機能、工程等の基本仕様及び概念を取りまとめたものである。
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。
堀口 賢一; 佐藤 史紀; 山下 昌昭; 小島 順二; 門田 浩史*; 新 大軌*; 坂井 悦郎*
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液, 固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、炭酸塩を含む廃液(炭酸塩廃液)のセメント固化技術開発について、ビーカー試験の結果を報告する。
山下 昌昭; 佐藤 史紀; 堀口 賢一; 小島 順二; 坂井 悦郎*; 新 大軌*; 門田 浩史*
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、ビーカー試験で設定した固化条件を実規模(200Lドラム缶大)で実施した実証試験の結果を報告する。
佐藤 史紀; 堀口 賢一; 山下 昌昭; 小島 順二
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、炭酸塩を含む廃液(炭酸塩廃液)のセメント固化技術開発について、ビーカー試験を行った上で実規模大の実証試験を行う開発計画及び全体概要を報告する。
松島 怜達; 佐藤 史紀; 堀口 賢一; 小島 順二; 山下 昌昭*; 坂井 悦郎*; 新 大軌*
no journal, ,
東海再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設として建設され、コールド試験が実施されている。本施設では、液体廃棄物の処理に伴って発生する硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていたが、現在は炭酸塩廃液に置換した後、セメント固化体とする計画であり、設備導入に向けた検討、設計を進めている。本報告では、本炭酸廃液について実規模大(200Lドラム缶)でのセメント混練・固化試験を行い、セメント固化体の強度及びセメント材の配合を変化させた場合の強度への影響について検討した結果を報告する。
小泉 務
no journal, ,
原子力機構で実施しているSmARTプロジェクトである「照射済燃料を出発原料とした小規模MAサイクル実証研究」について、その概要を報告するものである。報告概要は、核燃料サイクルの意義・必要性、高速炉サイクルの特長、小規模MAサイクル実証研究(SmARTサイクル)、照射済燃料中のMA分離、ペレット規模試験の詳細検討、照射済燃料中のMA分離、遠隔燃料製造設備のレイアウト、これまで実施してきた技術トピックス等である。
松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*
no journal, ,
東海再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設として建設され、コールド試験が実施されている。本施設では、液体廃棄物の処理に伴って発生する硝酸塩廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていたが、現在は炭酸塩廃液に置換した後、セメント固化体とする計画であり、設備導入に向けた検討、設計を進めている。本報告では、この炭酸塩廃液について実規模大(200Lドラム缶)でのセメント混練・固化試験を行い、セメント固化体の経時変化における強度及び廃液組成が変化した際の強度への影響について検討した結果を報告する。
