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論文

Research on activation assessment of a reactor structural materials for decommissioning, 2

関 美沙紀; 石川 幸治*; 佐野 忠史*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 藤原 靖幸*; et al.

KURNS Progress Report 2019, P. 279, 2020/08

JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、これまで行ってきた湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の溶液pHの最適条件を求めることを目的とした。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてpH=5$$sim$$11にてAl(OH)$$_{3}$$を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は放射化分析を行った。この結果、pH=7, 9にてAl全量の固体としての回収が可能であることが分かった。また、廃液中にはCr-51及びNa-24が含まれることが分かった。Cr-51は全ての条件にて同等の回収率であった。一方でNa-24は中和の際に生成されるNaCl量が相対的に多いことから、溶液中のNa-24が増加したと考えられる。

論文

Research on activation assessment of a reactor structural materials for decommissioning

関 美沙紀; 石川 幸治*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURNS Progress Report 2018, P. 257, 2019/08

JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の開発を行った。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてAl(OH)$$_{3}$$を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は、放射化分析を行った。この結果、Al合金内に含まれる不純物$$^{51}$$Crおよび$$^{59}$$FeはAl成分と分離することができ、低レベルのAl(OH) $$_{3}$$の抽出が可能であることが示唆された。今後、Al(OH)$$_{3}$$の焼成温度の最適化を図り、安定なAl$$_{2}$$O $$_{3}$$を製作する条件を決定する。

論文

固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の概要及び減容処理

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。

報告書

固体廃棄物減容処理施設のインキャン式高周波誘導加熱方式を用いた焼却溶融処理技術に対する確証試験

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$$alpha$$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。

論文

超臨界領域で使用可能な高温高圧型水熱ホットプレス装置の開発

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$$^{circ}C$$,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。

報告書

低レベル廃棄物処理開発施設(設計データ2); 昭和63年度貯蔵低放射性固体廃棄物の調査

稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄

PNC-TN8450 91-006, 77 Pages, 1991/03

PNC-TN8450-91-006.pdf:2.09MB

東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先の昭和62年度調査と同様に昭和63年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和63年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約4%、難燃物Iが約10%、難燃物IIが約7%、不燃物が約79%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で505kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で

報告書

低レベル廃棄物処理開発施設(設計データ1); 昭和62年度貯蔵低放射性固体廃棄物の調査

稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄

PNC-TN8450 91-005, 103 Pages, 1991/02

PNC-TN8450-91-005.pdf:2.7MB

東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先ず昭和62年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和62年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約9%、難燃物Iが約14%、難燃物IIが約8%、不燃物が約69%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で325kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で272.5kg(不燃物)であった。

口頭

東海再処理施設における硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理,3; 固化安定化運転準備と運転実績

西村 和明; 田中 秀樹; 小林 大輔; 鈴木 翔平; 沼田 伸二; 中道 英男; 栗田 勉; 飯田 正義*; 田尻 一馬*; 助川 克美*

no journal, , 

全電源喪失時における硝酸Pu溶液(以下「Pu溶液」という)の水素爆発及び沸騰によるPu溶液の潜在的ハザードを低減するために、Pu溶液をMOX粉末に転換する固化安定化処理を実施し、全電源喪失時における水素爆発及び沸騰に対するリスクを解消したことについて報告する。

口頭

東海再処理施設における硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理,4; Pu転換施設における設備不具合対応

沼田 伸二; 磯前 日出海; 大村 政美; 蔦木 浩一; 小林 大輔; 中村 大司; 根本 政博; 飯田 正義*; 田尻 一馬*; 栗田 勉

no journal, , 

硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理の対応期間中に、Pu転換施設の焙焼還元炉の伸縮継手及び溶液移送用の真空配管において発生した、不具合事象の対応について報告する。

口頭

放射性アルミニウム廃棄物の安定化処理方法の検討,2; 安定化処理工程における不純物除去特性

関 美沙紀; 石川 幸治*; 藤原 靖幸*; 佐野 忠史*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史; 堀 順一*; 土谷 邦彦

no journal, , 

金属アルミニウム(Al)は、その化学的性質上アルカリ性物質と接触すると水素ガスが発生し、保管施設等の安全な管理や固化体の健全性に影響を及ぼすことから難廃棄物とされている。本研究では、JMTRのAl中性子反射体の廃棄体の作製を目的とし、Al安定化処理技術として湿式法に着目し、放射化したAl試験片を用いて、各工程における放射性核種の化学的挙動を調べた。JMTRの反射体で用いられているA6061材を京都大学研究用原子炉(KUR)の圧気輸送管(Pn-2)にて、熱中性子束密度2.8$$times$$10$$^{13}$$ n/cm $$^{2}$$s$$^{-1}$$、時間10-20分中性子照射し、各工程終了後にゲルマニウム半導体検出器を用いて放射能測定を行った。その結果、Fe-59及びCr-51はNaOHに不溶であることから、溶解後の不溶残渣の除去工程でAlから容易に分離できた。また、Al合金中に含まれる極微量のウランの核分裂で生成するLa-140及びSr-85は不溶残渣としてFe-59等と同様に分離できることから、廃棄体の低レベル化が可能であること示唆された。

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