Development of cement based encapsulation for low radioactive liquid waste in Tokai Reprocessing Plant

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。

浸透探傷試験

大岡 紀一; 石井 敏満

軽金属溶接, 37(1), p.17 - 24, 1999/00

https://ci.nii.ac.jp/naid/40000842276

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。

Beryllium neutron irradiation study in the Japan Materials Testing Reactor

石塚 悦男; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 41, p.195 - 200, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00244-0

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。

第1回高温溶融技術研究会 発表資料集

大内 仁; 五十嵐 寛; 河村 和広

PNC TN8440 95-044, 148 Pages, 1995/10

PNC-TN8440-95-044.pdf:6.06MB

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。

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

PNC-TN9420-95-011.pdf:8.44MB

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。

高レベル廃棄物処理技術開発(平成5年度業務報告)-高放射性廃液固化研究報告-

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

固体廃棄物処理技術開発施設基本計画書

環境技術課*

PNC TN9080 93-001, 25 Pages, 1992/12

PNC-TN9080-93-001.pdf:0.7MB

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。

セメント固化が困難な放射性廃棄物をどのように安定固化するか

堀口 賢一

no journal, , 

東海再処理施設から発生する低レベル放射性廃液をいかにして安定にセメント固化するか、その技術開発について紹介する。セメント固化反応に対し阻害影響が大きい炭酸ナトリウムやリン酸ナトリウムを主成分とする廃液が発生し、これらをセメント固化する必要がある。対象が廃棄物であるため高充填し、発生するセメント固化体本数を削減したいが、高充填しすぎると、強度不足, フロー不足、又は瞬結などの影響が現れ、不良固化体の原因となる。炭酸ナトリウムを主成分とする廃液に対しては、高炉水砕スラグを高配合したセメント材を使用することで安定なセメント固化体を作製する検討を行っている。また、リン酸ナトリウムを固化する方法については、リン酸自体を固化材に使用できるリン酸セメントの適用を検討している。今回は、セメント, コンクリート分野の技術者に向け、技術概要を紹介する。

Development of treatment for low radioactive waste in Tokai Reprocessing Plant; Study on cement solidification in full-scale kneading

片岡 頌治; 角田 弘貴; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 白水 秀知

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である。LWTFで処理する液体廃棄物は、低放射性濃縮廃液とリン酸廃液であり、これらはセメント固化する計画である。低放射性濃縮廃液については、既設の核種分離設備及び新設する硝酸根分解設備によりスラリ廃液と炭酸塩廃液に分離した後、セメント固化する。現在、硝酸根分解設備及びセメント固化設備の導入に向けて検討、設計を進めている。本報告では、炭酸塩廃液,リン酸廃液,スラリ廃液の模擬廃液を用いた実規模でのセメント混練試験を行った結果を報告する。

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(SmART研究)の概要

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。